Реакторы на быстрых нейтронах - Казачковский О.Д.

2.3. Теплофизика и гидродинамика теплоносителя

3.3. Выравнивание температурных полей в ТВС

5.3. Гипотетические экстремальные случаи

6.2. Стоимость плутония и топливная составляющая

6.6. Проблема ядерного нераспространения

8.3. Зависимость подогрева теплоносителя от времени при расхолаживании реактора с помощью естественной циркуляции
8.4. Об эффекте вибраций дистанционированных трубок

8.5. Размер парогенератора и удельная металлоемкость

8.6. Уровень натрия в дефектной трубке обратного парогенератора
8.7. Запаздывающие нейтроны в переходных режимах

Автор: Казачковский О.Д.

Теги: общее машиностроение технология машиностроения астрономия астрофизика исследование космического пространства геодезия энергетика атомная энергетика

Год: 1995

Похожие

Реакторы на Быстрых Нейтронах

Неизвестный Чернобыль - история, события, факты, уроки

Укрощение ядра

Ядерные энергетические установки. Учебник для вузов

Текст

О.Д.Казачковский
реакторы
на быстрых
нейтронах
НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕМУАРЫ
ОБНИНСК 1995

УДК 621.039:526@91)
Рецензенты: к.т.н. Л.А.Кочетков; д.ф.-м.н., проф. Ю.А.Казанский.
Казачковский ОД Реакторы на быстрых нейтронах. Научно-тех-
нические мемуары. - Обнинск: ИАТЭ. -1995. -136 с.
Автор книги - крупный специалист, стоявший у истоков Проблемы в на-
шей стране и длительное время возглавлявший научное руководство по
ней. В книге описываются основные этапы и особенности работ по всем
разделам Проблемы и делаются некоторые выводы на будущее. Детальное
внимание уделяется не столько научным вопросам, которые можно считать,
в основном, уже решены, сколько остающимся, более актуальными, инже-
нерно-техническим проблемам. Последние излагаются автором с позиций
не только инженера, но и ученого-физика, всюду стремящегося к простоте,
симметрии и элементарному физическому смыслу. В книге нет детального
описания конструкции конкретных реакторов, подробного перечисления их
параметров. Автор не счел нужным дублировать имеющиеся публикации на
эту тему. Взамен этого рассказывается, как и почему принимались те или
иные технические решения, чем обосновывались параметры создаваемых
установок, и как потом они оправдались на опыте.
Книга может быть полезна не только тем, кто начинает работать в об-
ласти атомной энергетики, прежде всего, студентам, но и специалистам,
желающим сверить свои мысли с мнением накопившего немалый опыт, но
не претендующего на ортодоксальность, автора. Написанная доступным
языком книга во многих аспектах может представлять интерес и для более
широкого круга читателей, не связанных непосредственно с вопросами
атомной энергетики
© Казачковский О.Д., 1995г.

ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие автора 5
1. ОБЩИЙ ОБЗОР СОБЫТИЙ 10
2. НАУЧНЫЕ ЗАДАЧИ 23
2.1. Ядерная физика 23
2.2. Реакторная физика 24
2.3. Теплофизика и гидродинамика теплоносителя 25
2.4. Радиационная физика 26
2.5. Физхимия облучаемого топлива 29
3. РЕАКТОР 31
3.1. Твэлы 32
3.2. Тепловыделяющие сборки 39
3.3. Выравнивание температурных полей в ТВС 42
3.4. Активная зона 46
3.5. Экран 49
3.6. Система управления 51
3.7. Система перегрузки 55
4. СИСТЕМА ТЕПЛОПЕРЕДАЧИ 59
4.1. Технологические свойства и параметры теплоносителя 59
4.2. Основные принципы 62
4.3. Оборудование 68
4.4 Парогенераторы 75
4.5. Обратные парогенераторы 79
4.6. Измерительные устройства и приборы 82
4 7. Натрий в аварийных режимах 87
4 8. Некоторые кардинальные возможности 92
3

5. БЕЗОПАСНОСТЬ
97
5.1. Общие проблемы безопасности АЭС 97
5.2. Особенности быстрых реакторов 101
5.3. Гипотетические экстремальные случаи 103
6. ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ 107
6.1. Воспроизводство горючего 107
6.2. Стоимость плутония и топливная составляющая 110
6.3. Химическая переработка топлива 111
6.4. Рефабрикация 114
6.5. Отходы 115
6.6. Проблема ядерного нераспространения 117
7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ 118
8. ПРИЛОЖЕНИЯ 124
8.1. Плотность тепловыделения и параметры активной зоны 124
8.2. Концентрация горючего в топливе в зависимости
от изменения конфигурации (уплощения) активной зоны 125
8.3. Зависимость подогрева теплоносителя
от времени при расхолаживании реактора с помощью
естественной циркуляции 127
8.4. Об эффекте вибраций дистанционированных трубок 127
8.5. Размер парогенератора и удельная металлоемкость 128
8.6. Уровень натрия в дефектной трубке обратного
парогенератора 130
8.7. Запаздывающие нейтроны в переходных режимах 130
9. ЛИТЕРАТУРА 132
4

ПРЕДИСЛОВИЕ АВТОРА
В конце 1949г. Александр Ильич Лейпунский, АИЛ, как мы между собой
обычно его звали, научный руководитель Физико-энергетического института
(Обнинск), доверительно сообщил мне о Проблеме реакторов на быстрых
нейтронах, в которых, как предполагалось, может иметь место расширенное
воспроизводство ядерного горючего. Он сказал, что подал по этому поводу
записку в Правительство, которое уже приняло решение о приоритетной раз-
работке Проблемы с выделением необходимых материальных и людских
ресурсов. Головной научной организацией определен ФЭИ, а сам АИЛ на-
значен научным руководителем Проблемы в целом. Я подумал, что еще не
доказана теорема существования энергетических ядерных реакторов вооб-
ще и, прежде всего, более, казалось бы, простых и безопасных, тепловых
реакторов, а уже принимается такое серьезное, влекущее за собой большие
затраты, решение. И это в условиях нашей послевоенной бедности! Значит,
задача действительно очень важная, запасов природного урана у нас, веро-
ятно, не так много. АИЛ, далее, предложил мне быть его помощником в этом
деле. Не представляя еще всей тяжести, которая ляжет мне на плечи, я, не-
долго думая, согласился. И совсем не потому, что меня привлекали реакто-
ры. До этого я с интересом занимался под руководством АИЛа совсем други-
ми задачами - в области ускорительной тематики. Просто мне хотелось про-
должать работать с АИЛом. Моя творческая деятельность теперь измени-
лась коренным образом. Пришлось заниматься не столько наукой, сколько
инженерно-техническими и организационными вопросами, к которым у меня
никогда особой склонности не было. Но деваться было некуда. Ради великой
цели надо идти на личные жертвы. Мне довелось быть заместителем АИЛа
вплоть до его кончины в 1972г., а затем заступить на его место и оставаться
там до 1989г. Надо было помогать АИЛу, а позже и самостоятельно коорди-
нировать и направлять усилия быстро создававшегося в Обнинске большого
творческого коллектива - специалистов разного профиля, включая физиков-
ядерщиков и физиков-реакторщиков, расчетчиков-теоретиков и эксперимен-
таторов, материаловедов и теплофизиков, радиохимиков, химиков-аналити-
ков и технологов и т.д. В сферу влияния Обнинска несколько позже вошел и
также быстро развивающийся коллектив Научно-исследовательского инсти-
тута атомных реакторов в Димитровграде, нацеливаемый, в значительной
мере, на работы по РБН. Комплектация кадрами шла, в основном, за счет
специально отбираемых способных выпускников вузов, которые, как прави-
ло, с энтузиазмом брались за дело. Многие из них вскоре выросли в крупных
ученых, заслуживших мировую известность.
Нам повезло, что во главе Проблемы стоял АИЛ - крупнейший ученый,
обладавший глубокими разносторонними знаниями не только в области на-
уки, но и техники, владевший прекрасной интуицией, создавший первоклас-
сную научную школу, и, просто, очень хороший человек. В успешном разви-
5

тии работ по Проблеме и, прежде всего, в начальный, самый ответственный
период, когда требовались весьма неординарные решения, его неоценимая
заслуга. И еще нам повезло, что руководителем отрасли многие эти годы был
выдающийся организатор и блестящий инженер, умевший найти нужный
подход к различным, вплоть до иногда бредовых, идеям ученых с позиций
здравого смысла - Ефим Павлович Славский. Он всегда доброжелательно и
с пониманием относился к АИЛу, поддерживал его в трудные моменты и был
убежденным сторонником Проблемы.
Работы по Проблеме велись с участием многих смежных организаций,
деятельность которых координировалась ФЭИ. Особо следует отметить
Опытно-конструкторское бюро машиностроения в Горьком (Нижний Новго-
род), которое является главным конструктором промышленных РБН. Этому
КБ пришлось полностью перепрофилироваться, поскольку раньше на них
была возложена совсем иная задача - разработка артиллерийского вооруже-
ния. Никто там не был знаком с реакторами вообще и, тем более, с РБН. В
короткий срок им удалось полностью овладеть новой тематикой (с нашей,
естественно, помощью) и обеспечить высокий уровень разработок. Это - к
тому, что для успеха дела во многом важен не только и не столько предшест-
вующий опыт, сколько наличие образованных, толковых и инициативных
людей.
Очень быстро был развернут широкий комплекс научно-исследовательс-
ких и инженерно-технических работ по всем разделам Проблемы. Програм-
мной задачей являлось создание РБН промышленного масштаба с достаточ-
ным уровнем воспроизводства. Большое внимание при этом, уделялось
обеспечению надежности и безопасности реактора, несколько в ущерб даже
экономическим показателям. В процессе работы, для ускорения дела, прихо-
дилось принимать так называемые волевые решения, когда далеко еще не
все было ясно и отсутствующую информацию заменяла основанная на глу-
боком знании предмета интуиция. И, если потом выявлялось, что интуиция
подвела и решение было не самым лучшим, оно, как правило, не ревизова-
лось. Известно, что лучшее - враг хорошему. Так можно без конца теорети-
чески добиваться совершенства и практически ничего не достигать. Нам все
же удалось, выигрывая таким образом время, избежать крупных ошибок и
добиться, пусть это и звучит нескромно, хороших результатов. Оба наших
промышленных РБН работают нормально с высоким коэффициентом ис-
пользования установленной мощности. Они позволили накопить богатый и
полезный опыт эксплуатации. Однако работы по топливному циклу на этом
этапе были отодвинуты несколько на второй план и заметно отстали. Сейчас
очевидно, что создание оптимальной системы топливного цикла для РБН
требует больше усилий, чем вначале предполагалось.
Обращаясь к истории нельзя не упомянуть еще об одном, в свое время
существенном обстоятельстве. Вначале работы над Проблемой велись в
условиях строжайшей секретности. Собственно говоря, секретным тогда
6

считалось все, что относится к атомной тематике. И было немало перестра-
ховок, доходящих до нелепостей и курьезов. Непосвященному в это трудно и
поверить. Был, например, выработан специальный код, обязательный для
использования во всех без исключения документах. Вместо реактора нужно
было писать - «домна», вместо нейтрона - «метеорит» и т.п. Быстрые нейтро-
ны именовались «искровыми метеоритами». Причем в печатный текст автор
должен был вписывать эти слова сам, от руки - не дай бог машинистка узнает.
А ведь из текста отчета любой специалист мог расшифровать этот код запро-
сто. Нельзя было, далее, чтобы кто-либо посторонний узнал, чем ты вообще
занимаешься. Специально предупреждали, чтобы не читали опубликован-
ную литературу - книги и журналы по ядерной физике и другим разделам
атомной тематики на людях - в метро, автобусах и других общественных мес-
тах. Дело даже доходило до того, что кое-где на получаемых из-за рубежа
журналах ставился штамп «секретно» и доступ к ним ограничивался. Помню,
как к нам в Обнинск, приезжал из Москвы читать лекции по ядерной физике
один видный ученый. Так он даже в закрытой аудитории для узкого круга до-
пущенных лиц такие «крамольные» слова, как нейтрон, ядро произносил,
непроизвольно снижая голос, почти шепотом. А вообще, тебе не полагалось
знать то, что лежит за пределами установленных для тебя рамок. Все это
заметно сковывало творческую инициативу, затрудняло работу. К счастью,
вскоре появились зарубежные публикации по РБН и тормоз секретности у
нас стал ослабевать. Началось даже осуществляться неплохое междуна-
родное сотрудничество по тематике. Немалую роль в организации регуляр-
ного обмена информацией вскоре начала играть Международная рабочая
фуппа по РБН при МАГАТЭ, организованная по инициативе А.И.Лейпунского,
побывавшего в Вене. Тут же выявилось, что программы и основные решения
по Проблеме, вырабатывавшиеся независимо в разных странах, включая
нашу, примерно одинаковы. Всюду, в частности, предусматривались одни и
те же последовательные этапы создания сперва исследовательского реак-
тора, затем демонстрационного реактора электрической мощностью около
300МВт и, наконец, серийных промышленных РБН, мощностью порядка
1000МВт и выше. Везде в качестве теплоносителя был принят натрий и, что
существенно, практически, с одними и теми же, в конечном счете, темпера-
турными и скоростными параметрами. Все это, в определенной степени,
подтверждало правильность принятых тогда решений у нас.
К настоящему времени опубликована очень большая информация по РБН
-статьи, доклады на конференциях и совещаниях, монографии по общим и
частным вопросам Проблемы. Зачем нужна еще и эта книжка? Следует, пре-
жде всего, сказать, что она лишь в малой степени повторяет то, что было уже
опубликовано. Здесь нет ни описаний конструкций наших или зарубежных
реакторов, ни подробных таблиц различных параметров. Обстоятельный
обзор работ по Проблеме физически невозможно сделать в одной книжке.
Читатель может найти те конкретные данные, что его интересуют, где угодно.
7

Взамен этого я стремился пояснить, какие были подходы при выборе тех или
иных параметров, тех или иных конструктивных решений, что подтвердил
опыт, а что оказалось неудачным. Мне хотелось поделиться с читателем сво-
ими мыслями, мнениями, а кое в чем и сомнениями, аккумулированными за
долгие 40 лет работы над Проблемой. К сожалению, никаких дневников у нас
не велось. А в выпущенных отчетах и статьях зафиксирована лишь малая
толика того, что происходило. Приходится во многом полагаться на память,
которая, как известно, может иногда и подводить. Поэтому заранее приношу
извинения, если в каких-то деталях окажутся и неточности. В книге рассказы-
вается и о новых научных идеях и технических разработках, которые возни-
кали в процессе работы, в том числе и о тех, которые по разным причинам,
объективного или субъективного характера, не были реализованы. В боль-
шинстве случаев о них говорится кратко, иногда даже просто упоминается.
За более детальной информацией, если понадобится, можно будет обра-
титься по адресу, указанному в конце предисловия. Некоторые же наиболее
интересные, по мнению автора, вопросы освещаются более подробно.
Судьба Проблемы уже давно определяется не столько научными иссле-
дованиями в чистом виде, сколько инженерно-техническими и технологичес-
кими задачами. В основном о них в книге и говорится. Однако, как несложно
заметить читателю, они излагаются и обсуждаются не с точки зрения заядло-
го инженера, а с позиции неисправимого физика, вечно тяготеющего к про-
стоте, симметрии и элементарному физическому смыслу. Этот физик не
удержался и от соблазна применить несложные математические выкладки и
отдельные логические построения для пояснения физического смысла име-
ющих место эффектов. Они собраны в приложении, к которому, если нет же-
лания, можно и не обращаться. А в общем, эту книгу можно считать своего
рода лоцией, руководством, позволяющим тем, кто хочет изучать Проблему,
лучше разобраться и выбрать подходящий курс в обширном море существу-
ющей информации. Для специалистов же она предоставляет возможность
сверить свои мысли с мнением, позволю себе сказать, многоопытного, но без
претензий на ортодоксальность, автора. Некоторые в чем-то со мной не со-
гласятся. И, возможно, будут по-своему правы. Ну что же в таком случае это,
как говорится, дополнительная пища для размышлений. В целом же автор
стремился к тому, чтобы книга была не только полезной, но и интересной,
легко читаемой. Насколько это удалось - судить читателю.
Очень и очень многие принимали участие в работах. Это сотрудники ФЭИ,
ОКБМ, НИИАР, Особого конструкторского бюро Гидропресс в Подольске
(разработчик парогенераторов, а также главный конструктор реактора БОР-
60), Всесоюзного научно-исследовательского института неорганических ма-
териалов в Москве (разработчик твэлов), Ленинградского проектного инсти-
тута (главный проектировщик АЭС) и, конечно, персонал наших энергетичес-
ких быстрых реакторов БН-350 и БН-600, чье мастерство и умение обеспечи-
ло их надежную эксплуатацию. Не могу не упомянуть и специалистов стран -
8

членов СЭВ. Их участие в работах координировалось Международным науч-
но-техническим советом по РБН, председателем которого автору этих строк
довелось быть долгое время. Особо хотелось бы отметить большой вклад
ученых и инженеров ЧССР и ГДР, создавших новое уникальное оборудова-
ние для практического использования в работе. Как много хороших, толко-
вых, с энтузиазмом относившихся к делу людей, работало над Проблемой. Я
с теплотой и благодарностью вспоминаю имена тех, с кем мне довелось так
долго и успешно работать. Благодаря им в конечном счете и сделалось воз-
можным написание этой книги. Но вряд ли целесообразно приводить здесь
все их имена. Получится слишком длинный нечитабельный список. Да и
трудно расставить приоритеты, а еще трудней перед кем-то оборвать его.
Они - среди авторов публикаций, перечень которых приводится в конце кни-
ги. В него вошли многие наши основные или просто интересные публикации
по Проблеме разных времен. Да простит меня читатель за явный крен в сто-
рону статей с участием автора. Все-таки предлагаемая книга есть прежде
всего обобщение того, что довелось сделать и прочувствовать самому авто-
ру. Хотя, конечно, она выходит далеко за рамки того, что было до сих пор
опубликовано.
Я выражаю большую признательность Т.С.Белановой, А.П.Иванову,
В.А.Черному, взявшим на себя труд предварительно прочесть рукопись и вы-
сказавших много ценных замечаний. Особая благодарность моему добро-
му спонсору - руководству Белоярской АЭС, обеспечившему в это трудное
время моральную и финансовую поддержку при публикации книги.
О-Д.Каэачковский
Россия. 249020 г.Обнинск Калужской обл., ул.Горького, д.76.
9

1. ОБЩИЙ ОБЗОР СОБЫТИЙ
Первоначальное предположение о возможности расширенного воспро-
изводства, то есть достижения в уран-плутониевсм цикле быстрых реакто-
ров KB больше единицы, было сделано чисто умозрительным путем на осно-
вании очень скудных экспериментальных данных того времени. В самом
деле энергетическая зависимость KB (имеется в виду энергия реакторных
нейтронов) в значительной мере определяется величиной а для плутония,
то есть отношением сечения радиационного захвата нейтронов к сечению
деления. Мы тогда исходили из того, что основным ядерным горючим должен
быть 23SPu и, следовательно, радиационный захвате нем играет как бы дваж-
ды отрицательную роль - теряется и нейтрон, и ядро плутония. Значение а
было экспериментально известно только для тепловых нейтронов. Оно
слишком велико, чтобы можно было надеяться на расширенное воспроиз-
водство в тепловых реакторах. Но из элементарных соображений следова-
ло, что с увеличением энергии нейтронов а должно уменьшаться. В самом
деле при переходе от теплового нейтрона к быстрому с энергией, скажем,
1Мэ8 энергия возбуждения ядра увеличится по отношению к испусканию
гамма-квантов всего лишь примерно на 15%, а по отношению к делению - в
два раза. В том же соотношении должно приблизительно измениться и число
открываемых парциальных каналов распада возбужденного ядра. Таким об-
разом, следует ожидать весьма существенного уменьшения а. Была также
надежда на увеличение числа вторичных нейтронов при делении с ростом
энергии падающих нейтронов. Но она, практически, не оправдалась. А вот,
как вскоре же было установлено, размножение быстрых нейтронов в 238U
должно давать ощутимый дополнительный вклад в КВ. И, наконец, паразит-
ное поглощение нейтронов в конструкционных материалах и осколках, пос-
кольку основная часть нейтронного спектра лежит выше резонансной облас-
ти, должно быть сравнительно небольшим.
Главнейшей задачей на первом этапе было -экспериментально подтвер-
дить (или отвергнуть) гипотезу о расширенном воспроизводстве в РБН. В
ФЭИ в начале пятидесятых годов был создан крупный ядерно-физический
отдел с хорошей экспериментальной (по тогдашим условиям) базой для ис-
следований с быстрыми нейтронами. Была также налажена кооперация с
другими научными организациями в стране, где имелись источники быстрых
нейтронов. Естественно, что одновременно проводились измерения всех
необходимых для расчета реакторов ядерных параметров. Но наибольшее
внимание и интерес отдавались экспериментам по а, или, вернее, по радиа-
ционному захвату в 239Ри, поскольку о сечении деления было многое извест-
но. Это было весьма трудным делом. Приезжавший к нам крупный специа-
лист по ядерной физике даже как-то сказал, что, если все же удастся опреде-
лить а, то только за одно это можно будет присуждать академическое зва-
ние. Наиболее простой и надежный, в принципе, активационный метод здесь
был не применим, ибо радиационные параметры 240Ри и 239Ри весьма близки
10

и не могли быть различимы с помощью имевшейся тогда довольно примитив-
ной аппаратуры. Мы в шутку говорили, что, по-видимому, сама природа осо-
бенно тщательно оберегает свои самые сокровенные тайны. Пришлось ис-
пользовать сложные, страдающие заметными погрешностями, такие мето-
ды, как измерения гамма-лучей захвата (а тогда еще не было ни гамма-детек-
торов с хорошим разрешением, ни спектральных анализаторов) и измерения
баланса нейтронов при их размножении.
Вскоре возникла довольно драматическая ситуация. Эксперименты, вы-
полненные в Институте атомной энергии, которым тогда руководил
И.В.Курчатов, показали, что при переходе от тепловых нейтронов к резонан-
сным величина а не только не уменьшается, но, наоборот, растет. Это вызва-
ло переполох в «высоких» инстанциях, где чиновники посчитали, что такой
результат начисто опровергает гипотезу о расширенном воспроизводстве в
РБН. Возникла угроза самой Проблеме в целом. Мы доказывали, что такой
результат еще ничего не значит, ибо захват тепловых нейтронов отвечает
всего лишь одному уровню с его индивидуальными свойствами, которые мо-
гут существенно отклоняться от усредненных по многим уровням парамет-
ров. К счастью, вскоре нам удалось экспериментально показать, что при бо-
лее высоких энергиях величина а, как и следовало ожидать, уменьшается
Эти результаты были подтверждены затем балансовыми измерениями на
критсборках. Все стало на свое место. К концу пятидесятых годов был полу-
чен достаточно большой объом экспериментальных данных, позволивших
сделать вывод, что КЗ в быстрых реакторах может уверенно превосходить
единицу. Сомнения в возможности расширенного воспроизводства ядерного
горючего полностью отпали. Проблема была решена. Вот только АИЛ ни тог-
да, ни потом так и не был избран в академики страны. Это оказалось еще
более сложной проблемой. Одновременно с работами по ядерной физике
развивались теоретические исследования по физике быстрых реакторов.
Было, в частности, впервые сформулировано представление о ценности
нейтронов и ее значении в приложении к конкретным реакторным задачам.
Быстрыми темпами стала создазаться и экспериментальная база для реак-
торных работ. Началось сооружение первого быстрого реактора нулевой
мощности с концентрированной активной зоной - БР-1. Для него требовалось
около 12 <чГ металлического плутония. Уже тогда Е.П.Славский, хорошо пони-
мая зсю важность Проблемы, не пожалел выделить этот плутоний из тогдаш-
них, можно думать, далеко не обильных запасов. А примерно через год было
выделено еще столько же на следующий реактор. Конечно, вначале были
страхи и сомнения. Удастся ли нам, физикам-ядерщикам (реакторщиков у
нас тогда еще не было) справиться с задачей? Не лучше ли, по крайней мере,
на первую сборку БР-1 пригласить кого-либо из сведущих людей, кто уже
имел дело с цепной реакцией на быстрых нейтронах? Решили все же, что не
будем расписываться в собственной беспомощности. Не боги же горшки об-
жигают! Никаких подзодных камней здесь не предвиделось. Нужно только не
11

спешить, тщательно продумывать каждый шаг и четко проводить все опера-
ции. Почти по-военному давались указания. Все фиксировалось на магнито-
фоне - для прокурора, как мы в шутку, можно сказать с «юмором висельни-
ков», тогда говорили. Заметим, что плутоний за счет спонтанного деления
240Ри обладал слабой, но заметной нейтронной активностью. Поэтому при
сборке мы решили отказаться от использования подсвечивающего нейтрон-
ного источника. Каких-либо сложностей при этом не возникло. Все равно при
подходе к критичности использовалась та же самая экстраполяция по обрат-
ному счету. Зато не надо было защищаться от гамма-излучения источника. В
конечном счете все прошло нормально, и в майские дни 1955г. реактор был
выведен в критическое состояние.
Первоначально предполагалось, что БР-1 - это всего лишь «сухая», то
есть без теплоносителя, критсборка для проверки физических параметров
нашего первого экспериментального реактора, который тогда создавался.
Однако оказалось, что БР-1 вполне пригоден и для исследований более ши-
рокого плана, а также может служить в качестве достаточно мощного источ-
ника быстрых нейтронов для изучения их прохождения через различные сре-
ды. Поэтому он оставался в эксплуатации длительное время и после выпол-
нения первоначальной программы. На этом реакторе с концентрированной
активной зоной и сплошным урановым отражателем удалось, в частности,
измерить KB, который оказался равным 1,8. Неожиданным, на первый
взгляд, оказался результат, полученный в активационных измерениях в мед-
ной колонне, приставленной к реактору. Получилось, что интенсивность ак-
тивации для медных детекторов спадает с расстоянием гораздо быстрее,
чем для всех других непороговых детекторов. Здесь, как разобрались, ска-
зался эффект тонкой структуры резонансной части спектра на больших рассто-
яниях от реактора. Не думали, что эффект может быть таким значительным.
В дальнейшем для работ по физике и моделированию энергетических
реакторов были созданы крупные, оперативно перестраиваемые критсборки
-БФС-1 A962г.) с диаметром активной зоны до Зми БФС-2 A972г.) с диамет-
ром - до 5м. В них использовались сотни килограмм обогащенного урана и
плутония. В числе прочих проводились измерения KB для различных компо-
зиций разбавленной активной зоны, значения которого, как оказалось, не-
плохо согласуются с расчетом. Исследования на этих реакторах позволили
также производить корректировку многогрупповых констант.
Сечения деления на быстрых нейтронах весьма малы (в 200-300 раз
меньше, чем для тепловых нейтронов) и было ясно, что активная зона про-
мышленного РБН для сокращения критмассы до приемлемых значений дол-
жна быть весьма компактной. Для повышения же эффективности использо-
вания ядерного горючего, «замороженного» в виде критмассы, требуется
обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из активной зоны. Чтобы
предварительно оценить технические возможности в этом отношении в
1952-53гг. проводились предэскиэныепроектно-конструкторские проработки
12

рБН с различными теплоносителями: натрий, натрий-калий, свинец-висмут,
гелий. Тепловая мощность реактора для всех теплоносителей была принята
одинаковой - 500 МВт, что, по тому времени, представлялась необычайно
большой. Было показано, что во всех вариантах достигается довольно при-
емлемая, насколько можно было судить, с экономической точки зрения плот-
ность тепловыделения порядка 500 кВт на литр активной зоны. Правда в слу-
чае гелия требовалось весьма высокое давление, что не могло не вызвать
опасений за безопасность реактора при аварийной потере герметичности
контура. Поэтому был сделан вывод о необходимости применения для теп-
лосъема жидких металлов и, следовательно, создании для этого совершен-
но новой промышленной технологии. От использования сплава свинец - вис-
мут сразу же отказались по причине уже тогда имевшихся данных о его боль-
шой коррозионной активности по отношению к конструкционным материалам
в области предполагавшихся рабочих температур. И дальше надо было сде-
лать выбор между натрием и натрий-калием. Натрий обладает лучшими теп-
лофизическими свойствами и, в частности, большей теплоемкостью. Зато
для натрий-калия не требуется обогрев контуров. После некоторых колеба-
ний в конце концов остановили свой выбор на натрии. С ним доля теплоноси-
теля в активной зоне при прочих равных условиях - меньше, а это выгодно
для физики реактора. Такая однозначность выбора на довольно раннем эта-
пе позволила лучше сконцентрировать силы ФЭИ на нужных направлениях,
что, несомненно, способствовало ускорению дела. Заметим, что в других
организациях нашей страны, несколько позже, по собственной инициативе
все же проводились некоторые работы по РБН и с другими теплоносителями:
гелий, диссоциирующие газы, свинец-висмут или просто свинец, а также во-
дяной пар. Дело доходило до выполнения ОКР. Однако каких-либо ощути-
мых преимуществ по сравнению с натрием, авторам выложить на стол не
удалось. Превалировали, наоборот, недостатки и трудности. До конфетной
реализации проектов дело не доходило.
В середине 50-х гг. в ФЭИ начала создаваться экспериментальная база
для исследований по технологии, а также теплофизике и гидродинамике на-
триевого теплоносителя. Были созданы различные стендовые установки, в
том числе и довольно крупные - на сотни килограмм натрия. Исследования
подтвердили высокую технологичность натрия, как промышленного теплоно-
сителя, и позволили определить параметры, необходимые для теплофизи-
ческих расчетов РБН. В небольшом объеме велись также и работы со спла-
вом натрий-калий, который оказался полезным для использования в некото-
рых вспомогательных системах.
В 1956г. в ФЭИ был запущен первый экспериментальный быстрый реак-
тор с теплосъемом - мощностью 100кВт • БР-2. Его проектирование велось
под нашим (то есть физиков) не только научным, но и техническим руководст-
вом, поскольку ведущие проект инженеры были совсем не готовы к этому.
Некоторые принципиальные технические решения принимались нами, не-
13

смотря на возражэния привыкших действовать по своим канонам конструкто-
ров. В целом, как показала практика, проект получился неплохой и нам за
него краснеть не пришлось. Следует заметить, что и в дальнейшем физикам
доводилось встревать в сферу компетенции изрядно уже поднаторевших б
реакторных делах инженеров. Естественно, особой радости со стороны пос-
ледних это не вызывало, но польза, я думаю, была обоюдной.
В реакторе БР-2 использовался металлический плутоний. В качестве теп-
лоносителя была выбрана ртуть, явно неперспективная для промышленных
реакторов, но не требующая каких-либо специальных технологических раз-
работок для ее немедленного использования. Направление движения теп-
лоносителя в активной зоне было принято сверху вниз, что позволило соз-
дать довольно простую схему теплоотвода и обеспечить достаточно уверен-
ное аварийное расхолаживание на первом самом ответственном этапе пос-
ле сстанозки. Управление реактором осуществлялось движением частей
отражателя, благо его эффективность для маленького реактора с большой
утечкой нейтронов весьма значительна. Они подвешивались на тросах и,
находясь снаружи корпуса, охлаждались воздухом. Заметим, однако, что
тросовый тип подвески не совсем надежен на случай такого редкого собы-
тия, как землетрясение. Колебания реактивности, правда весьма незначи-
тельные, наблюдались у нас, в Обнинске, уже на другом реакторе, но тоже с
тросовой подвеской органов регулирования в 1977г. при 3-балльных отголос-
ках сильного Бухарестского землетрясения.
На этапе пусконаладочных работ произошел неприятный инцидент.
Ртуть подавалась в контур из сливного бака повышением в нем газового дав-
ления. Ее было маловато и мы решили (по-моему предложению, за что я до
сих пор краснею), что можно допустить, чтобы уровень в баке опустился до
нижней кромки заборной трубки. Так и сделали. И в результате получили
сильнейший гидроудар, забросивший ртуть в газовые и вспомогательные
коммуникации, откуда ее потом пришлось долго и мучительно извлекать. Мы
не учли, что прорвавшийся в контур газовый пузырь, поднимаясь и переходя
в зоны все меньшего гидростатического давления, будет резко увеличивать-
ся в объеме. На будущее было решено, что надо не передавливать теплоно-
ситель, а перекачивать его насосом.
Волнений при первом пуске было предостаточно. Мы опасались, не нач-
нется ли вибрация твэлов, что в условиях малой активной зоны грозило ощу-
тимыми пульсациями реактивности. Реактор к тому же обладал небольшими
положительными компонентами мощностного коэффициента реактивности:
доплеровским и конфигурационным (с довольно большим периодом). Пос-
ледний проистекал за счет различного удлинения подвесок активной зоны и
органов регулирования. Вроде и не страшно. А вдруг какие-либо неожидан-
ности? Однако пуск прошел вполне благополучно.
Поначалу все шло хорошо. Несколько месяцев реактор работал стабиль-
но без всяких замечаний. Затем вдруг начала теряться реактивность и чем
14

дальше, тем заметней. Стали мучиться в догадках. Отравление? Но на быст-
рых нейтронах этого не должно быть. Какие-то конфигурационные измене-
ния? Не видно за счет чего это может происходить. Но, если это все-таки так,
то тут может быть скрыта опасность - не дай бог реактор скачком вернется в
исходное состояние. Наконец, взяли пробу ртути на анализ. И сразу же все
прояснилось. В пробе была обнаружена ct-радиоактивность (запаздываю-
щие нейтроны в теплоносителе тогда еще не регистрировали). Оказалось,
что в твэлах (в нижней - самой горячей части) появились многочисленные
трещины и плутоний стал вымываться из них. Такого, при существующих низ-
ких температурах, никто не ожидал. Это был тяжелейший удар для нас. Надо
останавливать реактор и решать,что делать дальше. Ясно, что нужны были
срочные меры, в том числе и во избежание негативной реакции в админист-
ративных сферах. А тут еще, в довершение всего, серьезно заболел АИЛ и
выбыл из строя надолго.
Было принято смелое и, по-видимому, единственно разумное решение -
на месте (и вместо) БР-2 построить новый реактор с значительно расширен-
ными возможностями для получения необходимого опыта и проведения ис-
следований. Это должен быть экспериментальный реактор на натрии с теп-
лофизическими параметрами, соответствующими, по нашим представлени-
ям, будущим промышленным РБН: максимальная плотность тепловыделе-
ния в активной зоне - 500 кВт на литр, температура натрия, покидающего ре-
актор - 450-500°С. Мощность этого реактора, исходя из необходимости впи-
саться в существующие технологические помещения, была установлена
5 МВт. Соответственно, он получил наименование БР-5. Цифра здесь, как и
для всех последующих реакторов, вместо прежнего малоинформативного
порядкового номера указывает на величину мощности (для АЭС электричес-
кой мощности). Впоследствии после реконструкции мощность реактора была
несколько повышена, в связи с чем он был даже переименован в БР-10. По
конструкции этот реактор во многом повторяет БР-2. Управление, в частнос-
ти, как и там осуществляется движением частей отражателя, подвешенных
на тросах снаружи корпуса. Мы понимали тогда, что идем на риск и не малый.
Еще не было сколько-нибудь уверенного технологического опыта с натрием.
Неизвестно, как поведут себя твэлы с окисью плутония, которую пришлось
использовать вместо металла, чтобы иметь достаточно высокую рабочую
температуру. Для ускорения дела мы отказались от стендовой отработки
оборудования. Это тоже было связано с риском. После демонтажа БР-2 все
никак не удавалось очиститься от следов ртути в помещениях. Ее концентра-
ция в воздухе оставалась намного выше допустимых норм. Пришлось пок-
рыть стены толстым слоем краски. Как бы там ни было, но довольно скоро,
уже в 1959г., реактор БР-5 был запущен и стал нормально работать. Мы сно-
ва были «на коне».
Однако не обошлось и без неплотностей в твэлах. Опять были треволне-
ния, когда впервые были обнаружены в теплоносителе осколки. Надо ли и на
15

этот раз останавливать реактор? Искать и извлекать дефектные твэлы? Но
никаких реактивностных изменений не зафиксировано. Выяснилось, далее,
что развитие неплотностей твэлов, если и происходит, то довольно медлен-
но. И самое главное, в отличие от случая БР-2 массового разрушения твэлов
вообще нет. Было принято, казавшееся тогда очень смелым, решение ничего
не предпринимать и продолжать эксплуатировать реактор вплоть до оконча-
ния запланированной кампании. Решение оказалось правильным - все про-
шло нормально. Был получен весьма ценный опыт работы реактора с дефек-
тными твэлами. В первой кампании активная зона была загружена оксидным
топливом. В последующем испытывалось, кроме оксидного, карбидное, а
также нитридное топливо. Дефекты в твэлах разного типа спорадически воз-
никали, но массового выхода их из строя никогда не было.
В основном режиме тепло из реактора БР-5 отводилось в атмосферу.
Чтобы не связываться с обогревом воздушных теплообменников во втором
контуре был применен сплав натрий-калий. Вскоре на сварных швах одного
из теплообменников были обнаружены небольшие неплотности, через кото-
рые стал просачиваться сплав. Сперва думали, что придется прибегать к
ремонту. Но, к счастью, оказалось, что эти неплотности как бы самозалечива-
ются - образующиеся окислы забивают трещину и течь прекращается. Заме-
тим, что по эксплуатационным качествам сравнение натрия с натрий-калием
- не в пользу последнего. При ремонтных работах, в частности, заморажива-
ние натрия позволяет надежно отсекать нужные участки контура. А при про-
ливах сплав даже низкой температуры легко возгорается, создавая дополни-
тельные затруднения для персонала.
Вначале на одной из двух теплоотводящих петель был установлен опыт-
ный парогенератор. Причем получаемый пар даже стал использоваться для
технических нужд. Во избежание взаимодействия натрия с водой при аварии
были применены двойные трубки с ртутной прослойкой между стенками. Па-
рогенератор получился сложный, громоздкий и, самое главное, весьма не-
надежный. Стали часто возникать неплотности в трубках - в основном по при-
чине коррозионной активности ртути. Парогенератор пришлось много ремон-
тировать (заглушать трубки). В конце концов его были вынуждены демонти-
ровать. Первый опыт производства пара на РБН окончился неудачей. Но это
никак не отразилось на нашей общей стратегической линии. Мы были увере-
ны, что в будущем, безусловно, удастся создать парогенераторы достаточ-
ной надежности. А пока для себя еще раз убедились, что следует избегать
сложных конструкций и, по возможности, ориентироваться на простые реше-
ния.
Примерно через 25 лет работы реактора БР-5 обнаружилось некоторое
заедание при движении отражателя. Причиной явилась деформация корпу-
са из-за вакансионного распухания стали, о котором речь впереди и о чем мы
вначале и не подозревали. Пришлось проводить капитальный ремонт и за-
менять корпус. Было все не так просто, но и с этим справились.
16

Итак, к концу 50-х гг. можно было подводить итоги первого этапа работ по
Проблеме. Они, безусловно, были положительны. Было показано, что рас-
ширенное воспроизводство ядерного горючего в РБН - осуществимо. Был
получен ценный опыт работы на БР-5. Были продемонстрированы хорошие
технологические качества натриевого теплоносителя, как в реакторных ус-
ловиях, так и в исследованиях на стендах. Окисные твэлы показали вполне
приличную работоспособность. Следующий этап был, в принципе, очевиден
- надо создавать опытную АЭС с РБН. Надо было изучить особенности и по-
лучить опыт эксплуатации АЭС, посмотреть, не принесет ли каких-либо не-
ожиданностей масштабный фактор. Какова должна быть мощность этой пер-
вой АЭС? Сначала предполагали 30МВт (электрических), то есть тепловую
мощность по сравнению с БР-5 повысить на порядок. Потом посчитали, что
это маловато и приняли решение увеличить мощность до 50МВт. Разверну-
лись проектно-конструкторские работы. Начало разрабатываться оборудо-
вание для этого реактора, который получил название БН-50. Была определе-
на площадка для строительства - в НИИАР. Однако ощущение, что и это еще
не то, что нужно, нас не покидало. Мы считали, что промышленные реакторы
должны быть существенно большей мощности. Ну, хорошо, построим БН-50
и, дай бог, он нормально будет работать. А что же дальше? Есть уйма вопро-
сов технического характера, касающихся работоспособности оборудования,
правильности выбора материалов. На это требуются длительные испытания
на ресурс - не год и не два, а, может быть, десятилетия. Неужели столько
ждать перед тем, как сделать следующий шаг? Эксплуатация же одного тако-
го реактора ради выдачи конечного продукта, то есть электроэнергии и ново-
го горючего, в таком малом масштабе - явно нецелесообразна.
В своих перспективных физических расчетах мы ориентировались на
круглую цифру - тепловую мощность реактора 1000 МВт. На бумаге все полу-
чалось хорошо. Так, может быть, и строить сразу такой реактор? Здесь уж
мы, безусловно, получим полноценный опыт. Но и риск тут не малый. Что,
^сли опыт окажется неудачным и придется вскоре останавливать реактор,
как это было с БР-2? Затраты - слишком большие! А есть ли полная уверен-
ность, что мы на прапильноги пути, что РБН будут экономически выгодными,
что практический KB, с учетом всех потерь в цикле, будет достаточно боль-
шим? После весьма мучительных раздумий решение все же было принято -
строить реактор БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт и электрической,
если все тепло использовать для выработки электроэнергии 350 М Вт. Конеч-
но, мы постарались сделать все, чтобы свести риск к минимуму. Прежде все-
го, решили ограничиться теми, можно тогда уже было говорить, умеренными
теплофизическими параметрами (температура - 500°С, плотность тепловы-
деления - 500кВт/л), которые были освоены на БР-5. Твэлы также отрабаты-
вались на БР-5. Основное оборудование на этот раз подвергалось тщатель-
ной стендовой проверке. Реактор БН-350 по предложению Е.П.Славского
решили строить там, где была потребность в источнике энергии - на полуос-
17

трове Мангышлак, на пустынном берегу Каспийского моря (в пустыне, каза-
лось, - менее рискованно). Там как раз начиналась разработка богатых мес-
торождений полезных ископаемых. В энергетическом отношении район Ман-
гышлака, по крайней мере, на длительное время, должен был оставаться ав-
тономным, без связи с общей энергосистемой. Это, естественно, усиливало
нашу ответственность. От БН-350 будет зависеть судьба важного развиваю-
щегося экономического района.
В качестве ядерного горючего в БН-350 было решено применить обога-
щенный уран (в форме хорошо себя зарекомендовавшего оксида). Здесь так-
же была проявлена осторожность - чтобы не загрязнять чрезмерно оборудо-
вание плутонием в случае появления неплотностей в твэлах и не ухудшать,
тем самым, условий проведения ремонтных работ. Не хотелось также терять
время на разработку масштабной промышленной технологии изготовления
плутониевых твэлов. Была использована консервативная, как можно в прин-
ципе считать, трехконтурная система теплопередачи. Была принята простая
и естественная петлевая компоновка оборудования. Тепло отводится пятью
независимыми параллельными петлями. Имеется также шестая, резервная
петля, которая позволяет проводить ремонт оборудования контуров без сни-
жения мощности реактора.
Пока шло проектирование и строительство реактора началась разработ-
ка разведанных на полуострове богатых нефтяных месторождений. С появ-
лением нефти потребность в использовании там атомной энергии, в принци-
пе, отпала. Но строительство далеко зашло и уже не прекращалось. В 1973г.
энергетический реактор БН-350 вошел в строй. Он исправно работает и по
сей день A994г.). Масштабный фактор не принес неожиданностей, если не
считать неприятностей с парогенераторами. Они на первых порах довольно
часто выходили из строя. Ремонт парогенераторов - длительный и трудоем-
кий процесс, так что резервная петля вполне пригодилась. Из-за недостаточ-
ной надежности парогенераторов пришлось даже ограничить мощность ре-
актора - 75) от первоначально запланированной.-
Тепло, вырабатываемое в реакторе, используется не только для произ-
водства электроэнергии, но и для получения пресной воды, которая питает
выросший в безводной пустыне современный город (Шевченко) с населени-
ем свыше 150 тыс. чел. Вода в нем используется не только для промышлен-
ных и бытовых нужд. Улицы с высаженными деревьями, газонами регулярно
поливаются опресненной водой. Город - зеленый, цветущий. Это - пример, к
сожалению, не частый, когда деятельность человека преобразует природу в
нужном направлении. И мы гордимся, что наш РБН способствовал этому.
Кстати, если бы вместо атомного горючего сжигалась нефть, экологическая
обстановка в районе вряд ли стала бы лучше.
Чтобы не терять темпа, не дожидаясь результатов пуска и эксплуатации
БН-350, решили начать работы, направленные на создание следующего
энергетического реактора, на этот раз с более высокими теплофизическими
18

параметрами, более выгодного, как мы надеялись, для серийного промыш-
ленного использования. Поначалу имелось в виду повысить температуру
натрия на выходе из реактора до 650°С, а плотность тепловыделения в ак-
тивной зоне увеличить по сравнению с БН-350 в полтора раза. При этом как
будто получалось, что возможно, оставаясь в рамках того же самого проекта,
и практически той же самой конструкции, что и БН-350, повысить электричес-
кую мощность до 600МВт. В результате удельные капиталовложения по
сравнению с БН-350 должны были снизиться почти в два раза и проект де-
лался экономически весьма привлекательным. Это сыграло решающую
роль. Вышло постановление Правительства о строительстве соответствую-
щего энергетического реактора БН-600.
Для проверки осуществимости намеченных высоких теплофизических
параметров решили создать специальный экспериментальный реактор теп-
ловой мощностью 60 МВт - БОР-60. Он был построен в НИИАР в весьма ко-
роткий срок E пет вместе с проектированием) и введен в эксплуатацию в
1969г. Тогда еще не была столь сильно развита централизованная машина
контроля, сужающая инициативу на местах и тормозящая многие начинания.
Я не имею в виду при этом централизованную систему управления в принци-
пе. Когда она в целом построена разумно, когда полномочия принимать ре-
шения на каждом уровне сочетаются с полнотой ответственности за его пос-
ледствия, то это, безусловно, способствует развитию работ в правильном
направлении. В принципе так было, например, в нашем Министерстве сред-
него машиностроения. Опасны бюрократические извращения, которые в за-
чаточном состоянии были и раньше, но которые с течением времени приоб-
ретали все большую силу. Я вспоминаю в этой связи, как только поступив в
ФЭИ, вынужден был составлять обстоятельные планы эксперимента, кото-
рые затем направлялись в Москву на утверждение. Нелепость, неужели они
гам больше моего могут знать детали! Думаю, что планы вообще не читали.
Хорошо еще, что документы особенно не задерживались. Не было ни одного
случая, когда хоть что-либо было отклонено или были сделаны какие-либо
поправки. Просто напрасный труд. Помню и такой случай, как при самом пер-
вом пускэ БР-1 уже буквально на подходе к критичности меня, руководителя
работ, внезапно вызвали из пультовой. Работу пришлось приостановить.
Весьма строго стал допрашивать специально присланный инспектор - ревизор
из санитарного управления - чем мы тут вообще занимаемся. Когда же в ответ
на мои объяснения он заявил, что быстрые нейтроны невозможно регистриро-
вать и значит я пытаюсь ввести его в заблуждение, мое терпение истощилось.
Идет пуск реактора, требуется максимальная собранность, внимательность, а
тут такое ненужное отвлечение. Пришлось попросту указать ему на дверь. Тогда
это было еще возможно. Мне, недавно вернувшемуся с фронта, подумалось - это
примерно то же, как если бы в разгар боя устроили экзамен, скажем, по строевой
подготовке. Плохо, когда над специалистами получают полную власть некомпетен-
тные лица, заботящиеся только о том, чтобы ничего не случилось.
19

Уже в процессе проектирования БОР-60 стало ясно, что температура
650°С слишком высока, чтобы можно было рассчитывать на хорошую рабо-
тоспособность твэлов (хотя бы уже по причине все же недостаточной жаро-
прочности стали) и ее надо снижать. В конце концов остановились на 550°С.
И как показала дальнейшая практика, решение было правильным. Реактор
БОР-60 дал возможность проводить обширную программу довольно пред-
ставительных испытаний твэлов различной модификации на глубокое выго-
рание (лишь поток нейтронов был несколько ниже, чем в промышленных ре-
акторах, а также вести широкие исследования радиационной стойкости
реакторных материалов.
Другим важным направлением работ на БОР-60 явилось испытание опыт-
ных парогенераторов различного типа. Исследовался в числе первых один
из модулей парогенератора для БН-600. Были подтверждены его проектные
теплофизические характеристики. А вот для ресурсных испытаний статисти-
ка оказалась слишком малой, чтобы предсказать ту серию выходов из строя
парогенераторных модулей, которые впоследствии имели место на БН-600.
Затем основное внимание было переключено на проведение испытаний осо-
бо надежных, на наш взгляд, так называемых обратных парогенераторов, о
которых речь будет идти особо. В целом опыт работы БОР-60 был весьма и
весьма положительным.
С самого начала было решено использовать реактор БОР-60 и для ком-
плексного проведения работ по замкнутому топливному циклу на основе не-
водных методов химпереработки. Для этого в НИИАР был создан экспери-
ментальный полупромышленный комплекс, в котором отрабатывалась элек-
трохимическая (на основе расплавленных солей) и фторидная технологии, а
также автоматизированный дистанционный метод изготовления твэлов и
тепловыделяющих сборок в целом.
Хотя концепция -создание БН-600 на весьма высокие термические пара-
метры - претерпела изменения и пришлось их значительно снизить, проекти-
рование энергетического реактора на ту же мощность 600 МВт (поскольку
именно она была определена постановлением Правительства) продолжа-
лось. Неожиданно возникли осложнения с проектированием главных трубо-
проводов из-за больших температурных деформаций. В конце концов после
долгих дискуссий пришлось коренным образом переработать проект, отка-
заться от петлевой компоновки, и после проработки разных промежуточных
возможностей, выйти на классический интегральный вариант. Температура
натрия на выходе из реактора - те же 550°С. Параметры пара - 500°С,
14 МПа, что соответствует современному техническому уровню в обычной
энергетике. Однако никакого снижения удельных капиталовложений, как это
вначале задумывалось, переработанный проект не принес.
Реактор БН-600 был построен на Урале на площадке Белоярской АЭС
C блок пущен в эксплуатацию в 1980г. Можно сказать расхрабрились и отка-
зались от размещения его в пустыне. Впрочем, как показал опыт Мангыш-
20

лака, пустыня после создания современных промышленных объектов со
всей инфраструктурой становится обжитой и населенной. Заметим, что если
бы мы не ориентировались первоначально на преемственность от БН-350 и
на возможность достижения слишком «задиристых» термических парамет-
ров, то, вероятно, выбрали бы более высокую мощность этого реактора. На
этот раз наш очередной шаг вперед оказался довольно скромным. Уже зад-
ним числом надеялись, что после получения опыта эксплуатации БН-350 и
БН-600 мы хотя бы сможем сделать обоснованный вывод о предпочтитель-
ности петлевой или интегральной компоновки. Однако ожидания не оправда-
лись. Оба реактора, к сожалению (если иметь в виду именно эту цель), рабо-
тали одинаково успешно. Каких-либо решающих преимуществ того или дру-
гого варианта выявить не удалось.
Вспоминается мой разговор с руководителем монтажных работ накануне
пуска БН-600. Машинный зал, где мы находились выглядел блестяще, как с
иголочки. Монтажникам было, чем гордиться. А он все меня выспрашивал,
есть ли уверенность, что реактор будет надежно работать. Может быть надо
было для страховки предусмотреть еще и сооружение обычной котельной?
Его понять можно. Жалко, если такие труды пропадут даром. Но мы никогда
не думали о плацдарме для отступления. Ведь именно по такому пути пошли
на реакторе «Энрико Ферми». И что же, когда встретились трудности, там
просто перешли на использование пара от котельной, а от продолжения ре-
акторных работ вообще отказались. Наш же персонал на БН-600, преодолев
все трудности, добился многого. Достаточно сказать, что в 1993г. КИМ блока
превысил 80%. Отличный коэффициент использования уверенно поддержи-
вается и на БН-350. Надо, несомненно, отдать должное высокому уровню вы-
полненных проектно-конструкторских и строительно-монтажных работ и
большому профессиональному мастерству эксплуатационного персонала
обеих установок.
Дальнейшая программа была нацелена на создание в конечном счете
типового серийного реактора БН-1600, электрической мощностью 1600МВт.
Возможности современной промышленной технологии изготовления обору-
дования, также как и приемистость сети, вполне это допускают. Он проекти-
ровался на основе преемственности от БН-600 в той же интегральной компо-
новке и, практически, с теми же термическими параметрами. Но его разра-
ботка затягивалась и, чтобы не прерывался ход текущих работ во всех за-
действованных звеньях (изготовление оборудования, строительство), было
решено сперва запустить в производство малую серию реакторов БН-800,
являющихся модифицированной версией БН-600, электрической мощ-
ностью 800 МВт. Этот реактор практически не требовал разработки нового
оборудования. Проектные теплофизические параметры БН-800 и вся техно-
логическая система - такие же как и на БН-1600, с одной только турбиной
вместо двух. Уже началась было подготовка к строительству БН-800 на двух
площадках на Урале. Однако тут произошли известные Чернобыльские со-
21

бытия и работы, как и по всей атомно-энергетической программе, временно
застопорились.
В завершение нашего краткого исторического обзора заметим, что в рам-
ках осуществления научного руководства со стороны ФЭИ, производились
проработки и довольно экзотических вариантов РБН. Так, например, изуча-
лась возможность создания технически, казалось бы, очень простого реакто-
ра вообще без твэлов, в котором натрий барбатируется через жидкую актив-
ную зону со сплавом плутония с железом. Однако в модельных эксперимен-
тах (поток воды проходил через слой ртути) было показано, что уже при срав-
нительно малых расходах теплоносителя должен происходить заметный
унос сплава из активной зоны. Добиться достаточно высокой плотности теп-
ловыделения здесь не удастся. Исследовалась также возможность созда-
ния РБН с жидкометаллическими твэлами. Был разработан довольно де-
тальный проект такого реактора средней мощности, который получил хоро-
шую оценку. Однако хотя это и было болезненно воспринято разработчика-
ми, вложившими, как говорится, душу в проект, от него пришлось отказаться.
Надо было концентрировать силы на основном направлении.
Рассматривались в расчетно-теорэгическом плане также возможности
создания реакторов, в принципе позволяющих снизить нагрузку на топлив-
ный цикл. В одном из вариантов предполагалось пространственно разделить
ядерное горючее и ядерное сырье, помещая их в разные твэлы. В качестве
разбавителя плутония предлагался, например, барий, с хорошей теплопро-
водностью и неплохими ядерными свойствами. В этом случае первоначаль-
но закладываемый плутоний должен был к концу кампании почти полностью
выгореть, а вновь образующееся ядерное горючее не загрязнялось бы ос-
колками от его деления. В другом варианте реактор в стационарном режиме
должен был подпитываться только необогащенным ураном. По мере накоп-
ления в твэлах плутония они постепенно перемещались бы от периферии к
центру. Второй вариант вообще не требовал химической переработки, в пер-
вом же варианте ее объем по сравнению с обычным циклом снижался в не-
сколько раз. Однако оба варианта, как представляется, являются технически
сложными и нецелесообразными для реализации, по крайней мере, в бли-
жайшем будущем.
22

2. НАУЧНЫЕ ЗАДАЧИ
Интенсивные экспериментальные и теоретические исследования, вы-
полненные в прошедшие годы, позволили решить большинство основных
научных задач. И поэтому актуальность текущих научных работ, с точки зре-
ния потребностей Проблемы ныне - далеко не столь значительна, как это
было раньше. Можно лишь говорить о проведении исследований, направ-
ленных на сокращение погрешностей имеющихся данных, но только там, где
в этом есть действительно необходимость. Конечно, это не умаляет возмож-
ной общенаучной ценности получаемых результатов и не снижает целесооб-
разности проведения этих работ для других прикладных направлений.
Можно считать, в основном, завершенными такие научные разделы Про-
блемы, какядерная (нейтронная) физика, реакторная физика, теплофизика и
гидродинамика натриевого теплоносителя. С нужной практически точностью
определены основные закономерности физических процессов, имеющих
место при работе РБН, что позволяет обеспечить уверенное проектирование
и надежную их эксплуатацию. Объем научных исследований для РБН по
этим разделам имеет явную тенденцию к сокращению. Однако вопросы, свя-
занные с интенсивным воздействием быстрых нейтронов нг материалы (ра-
диационная физика), физико-химическими процессами в объеме выгораю-
щего ядерного топлива с большим накоплением осколков и, самое главное,
на границе с оболочкой твэлов, остаются пока еще недостаточно изученны-
ми. В результате, например, достигнутая глубина выгорания, как представля-
ется, еще далека от предельной. Здесь для исследователей есть большое
поле деятельности. Можно, в частности, надеяться, что дальнейшее продол-
жение и развитие работ в этом направлении позволит существенно, в два -
три раза, увеличить длительность кампании твэл, что допустимо по физике и
весьма желательно из технико-экономических соображений.
2.1. Ядерная физика
Безусловно, той актуальности работ по ядерной физике, которая была вна-
чале, уже давно нет. Принципиальный когда-то во всех отношениях вопрос о
величине физического KB, по существу, теперь мало кого волнует. Параметры
взаимодействия нейтронов реакторного спектра с ядерным горючим и ядер-
ным сырьем - сечения деления, захвата, рассеяния, число вторичных нейтро-
нов (мгновенных и запаздывающих) известны достаточно хорошо. Также хо-
рошо известны и параметры взаимодействия нейтронов с конструкционными
материалами, используемыми в реакторах, и теплоносителем. Имеющихся
данных о взаимодействии нейтронов с осколками для нынешних, не слишком
глубоких выгораний, тоже, можно считать, пока достаточно. В области ядер-
ной физики уже много лет существует хорошо налаженное международное
сотрудничество под эгидой МАГАТЭ. В ФЭИ, кстати, функционирует один из
23

четырех мировых центров ядерных данных. Доступен для всех нуждающих-
ся весьма большой объем файлов оцененных значений величин.
Конечно, существуют еще расхождения в данных, выходящие за пределы
указываемых различными авторами ошибок, в том числе и для делящихся
материалов. Однако эти расхождения не слишком велики и не играют су-
щественной роли. Большой необходимости, в уточнении для всего основного
массива ядерных данных, нет. Реакторные расчеты на основе имеющихся
констант дают достаточно хорошее согласие с опытом. Однако есть смысл
продолжать работы, направленные на уточнение данных в ряде конфетных
областей. Это, например, относится к параметрам нейтронных взаимодейст-
вий с трансурановыми изотопами, а также с осколками, в расчете на дости-
жение более глубоких выгораний топлива в будущем. Целесообразно вести
более тщательные исследования в резонансной области, в особенности,
если иметь в виду крупные реакторы с сравнительно мягким спектром. Веро-
ятно, стоит обратить еще большее внимание на параметры неупругого рас-
сеяния нейтронов.
2.2. Реакторная физика
По сравнению с тепловыми реакторами, с точки зрения физики, РБН об-
ладают рядом существенных особенностей. Критмасса быстрого реактора
(при равных размерах) во много раз больше, чем теплового. Соотношение
между сечениями деления и захвата нейтронов для ядерного сырья и ядер-
ного горючего таково, что концентрация последнего в топливной смеси для
быстрого реактора примерно на порядок выше, чем для теплового. Тем не
менее, возможность создания локальной критмассы внутри активной зоны
(за счет, например, несанкционированного перемещения отдельных органов
регулирования) существует именно для тепловых реакторов, а не для быст-
рых. Длина пробега быстрых нейтронов в активной зоне довольно большая -
во много раз больше диаметра твэлов. Это означает фактическое усредне-
ние физических неоднородностей, то есть отсутствие в первом приближении
гетерогенных эффектов. Резонансные эффекты играют неизмеримо мень-
шую роль, чем в тепловых реакторах. Нет, наконец, отравления йодной ямы.
Кинетика РБН определяется теми же самыми группами запаздывающих
нейтронов, что и тепловых реакторов. А их выход практически не зависит от
реакторного спектра. Доля запаздывающих нейтронов для основного горю-
чего РБН плутония примерно в три раза меньше, чем для 2J5U. Это соответ-
ственно способствует более быстрому спаду нейтронной компоненты мощ-
ности при аварийной остановке (при одинаковом вводе отрицательной реак-
тивности).
Обсчет быстрого реактора (определение критмассы, KB, распределения
тепловыделения, эффектов реактивности) производится, как правило, на
основании приближенных методов решения газокинетического уравнения.
24

Во многих случаях оказывается достаточно самого низкого, диффузионного
приближения. Более сложный расчет - для приграничных областей сред с
существенно различными нейтронными параметрами. Здесь можно исполь-
зовать такие методы как Sn, Монте Карло. В ФЭИ для расчетов, в основном
применяется разработанная сотрудниками института 26-групповая система
констант - БНАБ, которая регулярно уточняется и корректируется. Для кор-
ректировки используются как данные продолжающихся ядерно-физических
экспериментов, так и результаты макроскопических измерений на критсбор-
ках БФС-1 и БФС-2 и, конечно, данные других организаций, в том числе меж-
дународные. Точность расчета критмассы для БН-350 и БН-600 состави-
ла около 1%. Эффективность регулирующих органов рассчитывалась с нес-
колько большей погрешностью, доходящей в отдельных, наиболее сложных
случаях, примерно до 10%.
Основной объем экспериментальных исследований по реакторной физи-
ке выполнялся на БФС-1 и БФС-2. а также на более мелких критсборках. Мно-
гие работы производились на БОР-60, БН-350 и БН-600, для чего была раз-
работана специальная методика активационных измерений с помощью тон-
ких капилляров, помещаемых внутри тепловыделяющих сборок в межтвэль-
ные каналы. Здесь же проводились прецизионные исследования темпера-
турного и мощностного эффектов реактивности, изменения реактивности
при выгорании топлива и другие. Нейтронные спектры измерялись порого-
выми детекторами, пропорциональными счетчиками. Использовалась также
для этой цели методика по времени пролета на 400-метровой базе на БФС-1.
Проводились также осцилляторные измерения, в том числе на компактных
кольцевых критсборках с внутренними вставками из урана и других материа-
лов для создания нужного спектра нейтронов.
2.3. Теплофизика и гидродинамика теплоносителя
Расплавленный натрий обладает превосходными, хорошо известными
теплофизическими свойствами, У него высокая теплопроводность и хоро-
шая (объемная) теплоемкость. Если сравнивать с водой, то натрий уступает
ей по теплоемкости примерно в три раза. Однако надо в этом случае учесть,
что подогрев натрия в РБН существенно выше, чем подогрев воды в тепло-
вых реакторах. При равных расходах натрий выносит из активной зоны РБН
в 3-4 раза больше тепла, чем вода в ВВЭР. Для натрия характерен весьма
высокий коэффициент теплоотдачи. Перепад температуры на границе твэл -
натрий, даже для имеющих место в реакторах максимальных тепловых пото-
ков, весьма мал и не превосходит нескольких градусов Цельсия. Это практи-
чески делает излишними прецизионные измерения коэффициентов теплоот-
дачи во всем диапазоне реакторных условий.
Гидродинамические свойства расплавленного натрия также изучены до-
статочно хорошо. В этом отношении натрий уподобляется воде, с помощью
25

которой легко проводить моделирующие гидродинамические эксперименты,
практически в любой сложной геометрии. В последние годы в ФЭИ уделя-
лось внимание теплогидродинамическим исследованиям тепловыделяю-
щих сборок на стендах с натрием. Речь идет о реальной геометрии ТВС, с
учетом технологических разбросов параметров и деформаций, возникаю-
щих в процессе кампании. В опубликованной литературе имеются все необ-
ходимые данные, позволяющие вести теплофизические и гидродинамичес-
кие расчеты РБН.
2.4. Радиационная физика
В качестве основного конструкционного материала для использования в
активной зоне с самого начала была принята жаропрочная аустенитная нер-
жавеющая сталь. В первую очередь, применялись технологически хорошо
освоенные марки типа 18-8. Затем начали использоваться и другие стали.
Облучение конструкционных материалов интенсивным потоком быстрых
нейтронов приводит в общем случае к сильным изменениям механических
свойств, а также к возникновению деформационных явлений. Радиационные
эффекты существенно зависят от первоначального состояния и структуры
материала, определяемых термической и механической обработками, нали-
чием примесей, в том числе и в рамках допустимых по стандартам пределов,
и от условий облучения - температуры, интенсивности потока нейтронов,
наличия механических напряжений и, наконец, от длительности облучения
или интегрального потока нейтронов (флюенса). Такое многообразие влияю-
щих факторов, зачастую недостаточно контролируемых, приводит к весьма
широкому разбросу получаемых данных и даже к противоречивым результа-
там. Большая по необходимости длительность экспериментов (многие меся-
цы или годы) ограничивает возможность набора хорошей статистики. Рабо-
ты в области радиационной физики для РБН ведутся у нас в наибольшем
объеме в ФЭИ и в НИИАР. И там. и там имеются реакторы с неплохими пото-
ками быстрых нейтронов и хорошо оснащенные горячие лаборатории. Ис-
пользуются также облученные образцы и штатные ТВС, как и другие элемен-
ты активной зоны, из промышленных РБН.
Основные радиационные эффекты обусловлены атомами отдачи, возни-
кающими при рассеянии быстрых нейтронов и образующими затем при выби-
вании из узлов решетки других атомов, многочисленные пары Френкеля (ва-
кансии и внедрения). Поглощение нейтронов, как правило, влечет за собой
еще и трансмутацию атомов и, таким образом, приводит к радиационному
легированию. Однако для применяемых в РБН конструкционных материалов
этот эффект незначителен и практически не влияет на их свойства.
При невысоких температурах за счет образующихся (при слиянии внед-
рений между собой) дислокаций материал охрупчивается, а также и упрочня-
ется - создается, так называемый, нейтронный наклеп. Эффект набирает
26

силу очень быстро, буквально в считанные дни. Существовали серьезные
опасения по поводу угрозы такого охрупчивания для нормальной работы
РБН. Однако как показал опыт, к каким-либо заметным неприятностям он не
приводит. Во-первых, нейтронный наклеп при рабочих температурах - свыше
300°С начинает интенсивно отжигаться. Во-вторых, в реакторных условиях
практически отсутствуют большие импульсные нагрузки.
Гораздо более опасен другой эффект, возникающий под действием быст-
рых нейтронов, - вакансионное распухание. Уже появление отдельных ва-
кансий вызывает, в принципе, распухание материала. Каждая вакансия, гру-
бо говоря, добавляет в материале дополнительно один атомный объем. Ее
же партнер в паре Френкеля - внедрение, практически объема не изменяет. В
промышленных РБН только за одни сутки почти каждый десятый атом выби-
вается со своего места. Если бы образовавшиеся вакансии сохранялись, это
означало бы соответственно увеличение объема конструкционного материа-
ла на 10%. Однако существует и обратный процесс - слияние или аннигиля-
ция разноименных дефектов. Он идет с большой эффективностью и при не-
высоких температурах результирующее распухание за это время остается
совсем незначительным - не больше сотых долей процента. Однако при по-
вышенных, то есть реакторных температурах, вступает з игру и другой фак-
тор - диффузионная миграция дефектов. Она играет двоякую роль. С одной
стороны, она способствует ускорению аннигиляции, поскольку в процессе
миграции разноименные дефекты чаще встречаются друг с другом. И допол-
нительно, одиночные дефекты исчезают также, попадая на так называемые,
стоки -дислокации, границы зерен. Но, с другой стороны, более интенсивно
происходит и слияние между собсй одноименных дэфектоз и, в частности,
вакансий, приводящее к образованию внутренних пор. Эти поры, являющие-
ся при определенных температурах довольно стабильными образованиями,
и определяют, по существу, эффект вакансионного распухания. Замэтим, что
стабилизации пор, по-видимому, способствуют попадающие в них газовые
атомы и, в частности, гелий, образующийся в (п,а) реакциях. Особенно боль-
шое сечение для такой реакции у никеля. Сперва даже предполагалось, что
именно никель и ответственен за вакансионное распухание. Но в общем слу-
чае эта гипотеза не подтвердилась. В литературе для объяснения эффекта
вакансионного распухания часто прибегают к использованию понятия префе-
ренс - предпочтение. Постулируется, что в процессе миграции внедрения чаще
исчезают на стоках, чем вакансии. По мнению автора этих строк, в такой гипо-
тезе нет никакой необходимости. Ибо внедрения фактически исчезают и тогда,
когда они объединяясь между собой, создают ту же самую решеточную струк-
туру. Вакансии же. собираясь вместе и образуя поры, по существу, сохраняют-
ся. Баланс между вакансиями и внедрениями при этом нарушается сам собой.
Зависимость эффекта распухания от температуры имеет вид кривой с
максимумом. Для реакторных сталей этот максимум лежит как раз в области
рабочих температур (принцип наибольшей вредности) - порядка 500-600°С.
27

При невысоких температурах миграция вакансий отсутствует и поры не об-
разуются. При более же высоких температурах мелкие поры могут быть не-
стабильными и частично разваливаться. Возможно, здесь сказывается и
другой эффект - с увеличением температуры увеличивается общая неустой-
чивость решетки и зона аннигиляции, или расстояние, на котором происхо-
дит взаимоуничтожение - «захлопывание» разноименных дефектов, расши-
ряется. Разные материалы распухают по-разному. Аустенитные стали рас-
пухают довольно сильно. Увеличение объема за время, соответствующее
кампании, если не принять необходимых мер, может достигать десятков про-
центов, что совершенно недопустимо. Одним из простых способов снижения
этого эффекта является предварительная механическая обработка мате-
риала с большой пластической деформацией. Она увеличивает плотность
дислокаций, служащих стоками для одиночных дефектов и заметно ограни-
чивает распухание, особенно на начальной стадии облучения. Мало распу-
хают нимоники и почти совсем не распухают стали ферритомартенситного
класса. Возможно, что это связано с различными размерами зон аннигиля-
ции. Обычно считается, что эффект распухания при прочих равных условиях
(то есть, кроме радиационных) однозначно определяется флюенсом нейтро-
нов. Однако вряд ли это справедливо, поскольку образование пор связано с
миграцией вакансий -процессом, протекающим во времени. Поэтому, в прин-
ципе, должна иметь место и некоторая зависимость эффекта от интенсив-
ности потока нейтронов.
При длительном облучении в условиях реакторных температур возникает
еще один негативный эффект, проявляющийся в резком ухудшении как плас-
тичности, так и прочности. Он особенно существен для аустенитных сталей.
Эффект связан с образованием локальных фазовых выделений другой
структуры и другой в общем случае плотности. Появление других фаз в прин-
ципе можно понять, ибо радиационное воздействие на материалы в опреде-
ленной степени подобно температурному. Остаточное удлинение для при-
меняемых у нас аустенитных сталей после набора достаточно большого
флюенса во многих случаях оказывалось нулевым. Почти до нуля обычно
снижается и предел прочности. Интересно отметить, что это не приводило к
неприятным последствиям до тех пор, пока ТВС находились в реакторе. Од-
нако при разделке в горячей камере после выгрузки даже при совсем незна-
чительных ударных нагрузках неоднократно отмечалось разрушение оболо-
чек твэлов и чехлов ТВС.
Значительно лучше положение в этом отношении с ферритомартенсит-
ными сталями. Даже при весьма длительных облучениях они сохраняют от-
носительно удовлетворительную пластичность. А что касается прочности, то
здесь в области высоких реакторных температур при одинаково больших
облучениях они могут уже превосходить аустенитные стали. Возможно это
связано с тем, что ферритомартенситная сталь не такая многокомпонентная,
как аустенитная и фазовые превращения в ней идут не столь быстро.
28

За время кампании каждый атом в оболочках твэлов и чехлах ТВС выби-
вается со своего места в решетке, по крайней мере, несколько десятков
раз(!). Приходится только удивляться тому, что при этом вообще практически
сохраняется конфигурационная стабильность, а также происходят лишь
сравнительно небольшие фазовые и структурные изменения. Однако, если
материал находится под напряжением, то облучение быстрыми нейтронами
заметно ускоряет его деформацию, возникает эффект радиационной ползу-
чести, с которым во многих случаях приходится считаться.
2.5. Физхимия облучаемого топлива
Наиболее хорошо изучено поведение под облучением керамического ок-
сидного топлива - U02 и U02 - Pu02. В реакторных условиях оба эти вида топ-
лива ведут себя примерно одинаково. При облучении, в принципе, за счет
энергии разлетающихся осколков возникают кратковременные локальные
термопики и разрушаются химические связи. Однако благодаря большому
химическому сродству урана и плутония к кислороду, эта связь очень быстро
восстанавливается. Все же кристаллическая структура при этом несколько
нарушается и появляется примесь аморфного состояния.
В условиях облучения в твэле происходит также и макроструктурная пе-
рестройка (рекристаллизация) топлива. Первоначальная мелкодисперсная
структура сохраняется лишь в сравнительно узкой периферийной зоне, где
температура - минимальна. Основной же объем заполняется крупными моно-
кристаллами. Они образуются в результате сублимационного процесса (че-
рез паровую фазу) в температурном поле с большим градиентом. Спеченное
топливо, первоначально обладавшее плотностью ниже теоретической, при
этом заметно уплотняется и внутри твэла появляется пустой центральный
канал. При остановке реактора, когда температура во внутренней области
намного снижается, происходит, соответственно, растрескивание топлива.
Под действием температурного градиента, а также радиации, происхо-
дит интенсивная миграция образующихся осколков, в основном по радиусу
твэла. Один из важнейших эффектов здесь - выход из топлива газообразных
осколков - криптона и ксенона. При больших выгораниях они выходят почти
полностью. Поэтому для практических целей нет необходимости в прецизи-
онных измерениях количества выходящих газов, чем одно время довольно
сильно увлекались. Эти газы к концу кампании могут создать большое давле-
ние внутри твэлов, с чем приходится считаться при разработке их конструк-
ции. Имеются указания и на заметную миграцию не только осколков, но и плу-
тония в смешанном топливе. Другой, не менее важный эффект, связан с вы-
ходом из топлива летучих коррозионно-активных элементов (Te.l.Cs) и их
последующим осаждением на оболочке твэла.
Накапливающиеся осколки обладают большим атомным объемом, в
среднем примерно в три раза больше по сравнению с ураном или плутонием,
29

из которых они образовались. В результате общий объем топлива при выго-
рании соответственно увеличивается. К этому, так называемому твердому
распуханию, добавляется еще и газовое распухание - за счет некоторого
удержания в топливе газовых осколков, собирающихся в порах. Частичная
аморфизэция материала под облучением также, по-видимому, дает свой
вклад в распухание. Усредненная по объему активной части твэла плотность
закладываемого топлива, на лабораторном жаргоне иногда называемая
«размазанной» (буквальный перевод с английского) всегда заметно ниже
теоретической. Это дает определенную свободу для распухания. Расшире-
ние топлива снаружи сдерживается достаточно прочной оболочкой и распу-
хание, таким образом, направляется в основном внутрь в сторону централь-
ного канала.
Менее изученным является пока еще не достигшее стадии промышлен-
ного использования металлическое топливо -уран или сплав урана с плуто-
нием. Все же можно сказать, что его поведение под облучением в какой-то
мере аналогично керамическому. В нем также под облучением (при понижен-
ной усредненной плотности) образуется внутритвэльный центральный ка-
нал, может быть только менее четко выраженный, чем в оксидном топливе.
Механизм его образования здесь другой - за счет температурно-фазовой
локальной деформации отдельных участков топлива, усиливаемой, по-ви-
димому, эффектом накопления газовых осколков. В принципе в металле бо-
лее заметен эффект распухания за счет образования внутренних пор - свел-
линг. Поры образуются, в первую очередь, из-за весьма анизотропного тер-
мического расширения зерен металлического урана в а-фазе, существую-
щей при не слишком высоких температурах в нелегированном уране. В ка-
кой-то мере может сказываться и структурная перестройка кристаллов при
температурах выше фазового перехода F62°С). Образовавшиеся поры яв-
ляются также и эффективными ловушками для газовых осколков. Свеллинг
практически можно исключить легированием (обычно молибденом), которое
стабилизирует симметричную у-фазу во всем рабочем диапазоне темпера-
тур. Правда, эффект газового распухания за счет газовых пузырьков, в ос-
новном на границах между зернами, все же остается. Заметим, что, к сожале-
нию, легирование должно приводить к определенному усложнению техноло-
гии внешнего топливного цикла. Распухание металлического топлива также
как и керамического, может сдерживаться прочной оболочкой. Газовыделе-
ние из металлического топлива происходит менее интенсивно, чем из кера-
мического. Температура здесь пониже и, кроме того, больше газовых оскол-
ков задерживается во внутренних порах.
30

3. РЕАКТОР
Инженерно-технические задачи по своей постановке принципиально от-
личаются от научных. Цель научных исследований, по крайней мере, в об-
ласти естественных наук, - определить количественные параметры и найти
закономерности, заложенные природой и присущие изучаемым явлениям.
Результат должен быть вполне объективным и не зависеть от субъективных
взглядов исследователя. Можно лишь обсуждать степень достоверности и
величину точности полученных данных. Целью же инженерных разработок
является, прежде всего, определение наиболее выгодных вариантов техни-
ческого воплощения того или иного узла, системы или всей промышленной
установки (в нашем случае АЭС) в целом. Здесь уже весьма существенно
может сказываться элемент субъективности. Впрочем, абстрактно рассуж-
дая, и тут может существовать вполне объективное, однозначное решение.
Критерием выгодности (оптимальности) должна быть экономическая эффек-
тивность разрабатываемого объекта (с учетом всех аспектов строительства,
эксплуатации, а также требований обеспечения необходимого уровня бе-
зопасности). Однако это лишь академическая, идеальная постановка вопро-
са. Практически же дать точное количественное выражение для такого кри-
терия оптимальности - невозможно. Как нельзя, впрочем, и установить од-
нозначно требуемый конкретный уровень безопасности. Поэтому в общем
случае приходится довольствоваться некоторым набором частных критери-
ев таких, например, как материалоемкость и, в частности, металлоемкость,
надежность, технологичность изготовления и монтажа оборудования и т.п.
Степень значимости, вес того или иного частного критерия устанавливается
довольно произвольно в зависимости от субъективных взглядов, производя-
щих оценку специалистов. В результате сделать абсолютно обоснованный
выбор наиболее выгодного варианта не представляется возможным и при-
нимаемое в конечном итоге инженерное решение может оказаться далеким
от оптимальности. До той однозначности и объективности, как в науке, здесь
далеко.
Следует, впрочем, отметить, что положение облегчается тем, что сам оп-
тимум обычно довольно пологий и искать его прецизионно точное положение
- нет необходимости. Поэтому, если окажется, что первоначально принятое
решение неоптимально, то уже хотя бы по этой причине совсем не обяза-
тельно его ревизовать. Обычно же действует еще и субъективный фактор -
жалко затраченных средств, да и люди привыкли к тому, над чем они работа-
ют и во что уже вложены творческие силы. Это - к тому, что не все то, что
было нами сделано и о чем здесь говорится, являет собой истину в конечной
инстанции.
Одно время у нас было увлечение заниматься оптимизацией реактора с
помощью математически вполне доступного критерия - времени удвоения, то
есть величины, обратно пропорциональной темпу воспроизводства ядерно-
31

го горючего. Однако следует признать, что такая оптимизация не имеет осо-
бого смысла. Прежде всего потому, что с достоверностью не известны основ-
ные параметры промышленного топливного цикла, от которых коренным об-
разом зависит величина времени удвоения. Самое же главное - это вообще
не тот критерий, который может служить показателем экономической эффек-
тивности. Получалось, как в том известном анекдоте,- потерянную монету ис-
кали у фонарного столба, потому что там светлее. Так и здесь - оптимизиро-
вали по времени удвоения, потому что так легче. Время удвоения даже не
может служить частным критерием оптимальности. Его величина должна
быть разумно приемлемой, но никак не наименьшей. Иначе понапрасну будут
ухудшаться экономические и технические показатели оптимизируемого та-
ким способом реактора. В частности, например, стремление к сокращению
времени удвоения приводит к необходимости максимально повышать тепло-
напряженность твэлов. А это влечет за собой, о чем речь еще впереди, сни-
жение глубины выгорания топлива.
ЗИ.Твэлы
Во всех промышленных РБН, как в нашей стране, так и за рубежом, при-
меняется керамическое оксидное топливо. Оно хорошо себя зарекомендо-
вало в реакторных условиях, а также показало достаточную технологичность
при переработке и изготовлении твэлов. За рубежом используется смешан-
ное уран-плутониевое топливо. У нас, вместо этого, применяется высокообо-
гащенный уран и работа ведется в конверсионном цикле. Мы, как указыва-
лось, опасались загрязнить плутонием оборудование в случае возникнове-
ния неплотностей в твэлах. Следует теперь признать, что опасения оказа-
лись напрасными. Массового выхода твэлов из строя не было. Смешанное
топливо в наших реакторах используется пока в опытном порядке, поскольку
вся промышленная технология изготовления твэлов была сориентирована
на уран. Завод для смешанного топлива еще только строится.
Экспериментальные работы проводились и с другими, более плотными,
то есть более выгодными с точки зрения физики, видами топлива - монокар-
бидом, нитридом и металлом. В отдельных опытах достигалось выгорание,
сравнимое с тем, что было получено на оксиде. Однако и монокарбид и ни-
трид обладают своими недостатками. Монокарбид урана, содержащий ос-
колки, при взаимодействии с влагой воздуха становится сильным источни-
ком радиоактивных аэрозолей. В результате, например, при перегрузке по-
терявших герметичность опытных ТВС с карбидными твэлами на БР-5 про-
изошло значительное радиоактивное загрязнение оборудования и помеще-
ний. Нитрид не выгоден из-за того, что основной изотоп азота 14N является
сильным поглотителем быстрых нейтронов. Требуется предварительное
выделение содержащегося в природном азоте в ничтожной концентрации
15N, что влечет за собой дополнительные большие затраты. Таким образом,
32

ориентироваться на монокарбид или нитрид не представляется целесооб-
разным. Реальным, хорошо испытанным топливом на ближайшее будущее
остается оксидное. Перспективным следует считать наиболее плотное ме-
таллическое топливо (легированное или нелегированное). Именно на него,
стремясь к достижению максимального KB, мы и рассчитывали в самом нача-
ле разработки Проблемы. Переход к оксидному топливу рассматривался
нами как некоторая временная уступка технологам из-за их неготовности
внедрять металлическое. «Временная» уступка затянулась. Впрочем, и тен-
денция к максимальному KB уже потеряла свою прежнюю актуальность.
Чтобы иметь достаточный запас на распухание, усредненная плотность
топлива должна быть заметно ниже теоретической - тем ниже, чем больше
проектная глубина выгорания. Плотность спеченного керамического табле-
точного топлива, естественно, всегда ниже теоретической. Но, если этого не
хватает, то приходится специально создавать дополнительные пустоты,
обычно в центре таблеток. Иметь низкую плотность для вибротоплива - не
проблема. Но, если она слишком низкая, то после загрузки свежих твэлов
нужно сравнительно медленно повышать мощность реактора, чтобы успел
сформироваться прочный спеченный сердечник с достаточно равномерным
распределением топлива вдоль всего твэла. В противном случае может
иметь место его оседание, и соответственно уплотнение в нижней части твэ-
ла.
Распухание металлического топлива, как указывалось, - более интенсив-
ное, чем керамики. Первоначальная же плотность металлического топлива
близка к теоретической. Поэтому требуется создавать и больший запас на
распухание. Для очень глубоких выгораний, на которые можно рассчитывать,
усредненную плотность нужно будет иметь, как показывают оценки, порядка
13-14 г/см3. Такую плотность несложно создать, причем совсем не обязатель-
но за счет пустот в центре. Можно просто нарезать канавки соответствующе-
го размера на образующей поверхности топливных стерженьков. Как пока-
зал опыт, эти наружные полости в процессе облучения .заполняются метал-
лом, то есть как бы зарастают. Доля плутония в топливной смеси для метал-
лического топлива, естественно, ниже, чем для оксидного. При равной степе-
ни выгорания это увеличивает энерговыработку за время кампании, и соот-
ветственно снижает нагрузку на внешний топливный цикл.
Недостатком металлического топлива является опасность его коррози-
онного воздействия на оболочку твэла. Уран, как известно, образует эвтекти-
ку с железом при 725°С, а добавка плутония еще больше снижает эту темпе-
ратуру. Избежать взаимодействия с оболочкой могут позволить специаль-
ные защитные слои. Разрабатывались различные технологические приемы
для создания подобных, достаточно надежных слоев. Это и нанесение анти-
коррозионных пленок на внутреннюю поверхность оболочки. Это и помеще-
ние внутрь прочно контактирующих с оболочкой ультратонкостенных трубо-
чек-лайнеров. Обнадеживающие результаты получены и путем создания
33

прочной окисной пленки на самом топливном сердечнике. В Аргоннской ла-
боратории было показано, что совместимость металлического топлива с
оболочкой существенно улучшается при его легировании цирконием.
В качестве материала оболочки с самого начала была выбрана обладаю-
щая хорошей технологичностью хромоникелиевая аустенитная нержавею-
щая сталь. Благодаря своей жаропрочности при рабочих температурах в
РБН она может хорошо противостоять внутреннему давлению в твэле, соз-
даваемому распуханием топлива и накоплением выделяющихся из него га-
зовых осколков. Достаточно точно рассчитать величину предельного давле-
ния не представляется возможным, ибо на служебные характеристики мате-
риала сказывается ко всему прочему еще и эффект радиационного воздей-
ствия. Все же можно сказать, что на промышленных реакторах не зафиксиро-
вано ни одного достоверного случая, когда бы причиной появления дефекта
в твэле была недостаточная прочность оболочки. Однако в эксперименталь-
ных реакторах такие случаи наблюдались. Явные признаки разрушения обо-
лочки под действием внутреннего давления были обнаружены при исследо-
вании поврежденного твэла реактора БР-5. Впрочем, в этих твэлах (самой
первой загрузки) объема для сбора газов вообще не было, а усредненная
плотность была не далека от теоретической. Глубина же выгорания превы-
шала проектную почти в три раза.
На первых порах жаропрочность была главным требованием, предъявля-
емым к материалу оболочки. Однако после того как был обнаружен эффект
вакансионного распухания, именно он и стал доминирующим при определе-
нии возможности длительного облучения твэлов. Пришлось предусматри-
вать меры, специально направленные на снижение вакансионного распуха-
ния, подбирая состав, используя присадки, например, титана, проводя пред-
варительную механическую обработку с сильной пластической деформа-
цией применяемых сталей. В качестве перспективных материалов рассмат-
риваются уже упоминавшиеся нимоники и стали ферритомартенситного
класса. Последние, как практически нераспухающие, открывают особенно
большие возможности для дальнейшего увеличения кампании твэлов. Они,
однако, заметно снижают свою механическую прочность в области макси-
мальных реакторных температур. Рассматриваются меры по повышению их
жаропрочности (например, методом дисперсионного упрочнения). Разрабо-
тана надежная технология сварки между собой тонкостенных трубок из раз-
личных материалов, что позволяет в случае необходимости иметь состав-
ные оболочки, то есть ферритомартенситные в основном и аустенитные
вверху. Впрочем, с учетом радиационных изменений в сталях при больших
облучениях это может оказаться и не очень выгодным. В принципе можно
думать и о некотором снижении максимальной температуры оболочки за
счет, например, уменьшения ее разброса на выходе из активной зоны
(см.3.3). Толщина оболочки, выбираемая, прежде всего, из соображений
прочности, а также технологичности изготовления и, наконец, требований
34

физики, составляет 0,3-0,4 мм. Этого еще достаточно, чтобы сдержать рас-
пухание керамического и металлического, в том числе подверженного свел-
лингу нелегированного топлива. Такая толщина, кстати, для некоторых мате-
риалов может быть уже соизмеримой с размерами отдельных зерен и поэто-
му тем более не должна снижаться. С другой стороны, увеличение толщины
оболочки может заметно ухудшать физику реактора.
Диаметр твэла также выбирается на основании компромисса между про-
тиворечивыми тенденциями. Уменьшение диаметра приводит к большей
разветвленное™ поверхности теплопередачи и позволяет, таким образом,
повысить плотность тепловыделения. Но в то же время, с уменьшением диа-
метра (при заданной толщине оболочки) увеличивается относительная доля
конструкционных материалов в активной зоне. При этом снижается KB, уве-
личивается концентрация горючего в топливе. С учетом еще и технологичес-
ких аспектов изготовления диаметр твэлов принимается, как правило, в
пределах 6-8 мм. Диаметр твэлов БН-600, например, в последнем варианте
составляет 6,9 мм.
Полная длина твэлов в БН-600, как и в следующих запроектированных
промышленных РБН, составляет примерно 2,5 м. Из них на долю активной
топливной части приходится около 40%, остальное занимают торцевые эк-
раны и находящаяся внизу (где температура меньше и, следовательно, газо-
вое давление в целом создается ниже) полость для сбора осколочных газов.
В твэлах первых загрузок БН-350, поскольку больших надежд на достаточно
глубокое выгорание тогда не возлагалось, полости для сбора газов были
сделаны совсем малыми. Впоследствии они были существенно увеличены
(за счет торцевых экранов). Технологический процесс изготовления длинных
тонкостенных трубок для твэлов с высокими требованиями по геометричес-
ким размерам - не простой и, вообще говоря, дорогостоящий. В этом плане
представляется весьма перспективной технология получения сварных тру-
бок из тонкой калиброванной ленты, спирально навиваемой на стержни тре-
буемого диаметра. Специально разработанная недорогая технология может
уверенно обеспечить высокое качество сварки и равномерность всех зада-
ваемых параметров, включая допуски на разностенность. К сожалению, по
разным причинам не технического характера, разработанная методика пока
не нашла практического применения.
При определении максимально допустимого значения теплонапряжен-
ности твэлов первоначально, в основном, исходили из требования не допус-
тить плавления топлива. Несколько опасались также слишком больших тем-
пературных перепадов по толщине оболочки, способных вызвать недопусти-
мые термические напряжения. Но, практически, до этого не доходило. Тем-
пература в центре стерженькового твэла, как известно, при заданной теплоп-
роводности определяется величиной теплонапряженности, вне зависимос-
ти от его диаметра. Однако вопрос о величине теплопроводности, которую
надо закладывать в расчет, не так прост. Ведь в процессе облучения тепло-
35

проводность может претерпевать существенные изменения, как из-за изме-
нения плотности и структурной перестройки топлива, так и за счет накопле-
ния осколков, имеющих, к тому же, тенденцию к миграции. Картина оказыва-
ется слишком сложной, чтобы ее можно было достаточно аккуратно учесть в
расчетах. А тут еще дополнительная неопределенность с перепадом темпе-
ратуры между топливом и оболочкой. При консервативном подходе к оценке
этого перепада он получается изрядно большим. Были в связи с этим даже
предложения заполнять зазор между топливом и оболочкой натрием. Но эти
предложения пришлось отвергнуть. Это привело бы к заметному усложне-
нию технологии изготовления твэлов, а также и химпереработки. К тому же
нет никакой уверенности, что натрий вообще будет удерживаться в контакт-
ном зазоре, а не перейдет с течением времени куда-нибудь в другое место.
Кроме того, следует учесть, что в зазоре и без подслоя действует простой
механизм стабилизирующей обратной связи, улучшающий ситуацию. Если
зазор слишком большой и перепад температуры на нем велик, то топливный
сердечник будет расширяться, что приведет к уменьшению зазора, и соот-
ветственно к снижению перепада. Были попытки экспериментально изме-
рить на реакторе внутритвэльную температуру топлива (с помощью плавких
индикаторов, а также термопар, но они, как можно судить, не дали достаточ-
но надежных, уверенно трактуемых результатов. Поэтому расчет температу-
ры в центре ведется на основании имеющихся справочных данных для необ-
лученного топлива в некоторых разумных предположениях о влиянии на теп-
лопроводность накапливающихся осколков, а также о ее перепаде в контакт-
ном зазоре. Величину предельной теплонапряженности устанавливали, за-
даваясь довольно большим запасом до плавления - несколько сот градусов
Цельсия. При этом получалось, что для керамических окисных твэлов впол-
не можно допустить теплонапряженность вплоть до 55 кВт/м. Действительно,
как показала практика на БН-600, где вначале была установлена именно та-
кая величина для теплонапряженности, плавления топлива не было. Можно
ожидать, что запас до плавления на самом деле даже больше, чем мы пред-
полагали. Ибо, во-первых, в результате формирования равновесной струк-
туры топлива и образования крупных, так называемых, столбчатых кристал-
лов, теплопроводность его повышается. Кроме того, благоприятным обстоя-
тельством является температурная самостабилизация центрального канала
в твэле - тенденция к установлению одинаковой температуры на его поверх-
ности за счет сублимационного переноса топлива вдоль оси. Это, естествен-
но, дополнительно уменьшает максимальную температуру, а также выравни-
вает теплонапряженность.
Однако недопущение плавления топлива, как оказалось, является необ-
ходимым, но еще недостаточным условием для определения максимально
допустимого значения теплонапряженности. Последнюю потом пришлось
снижать уже по другой причине, о чем и пойдет сейчас речь. На том же пер-
вом этапе работы БН-600 имел место неоднократный выход из строя твэлов
36

до конца запланированной кампании. Стали искать причину. Можно было
предположить, что это связано с повышением внутреннего давления за счет
распухания топлива и накоплением вышедших из него летучих осколков. Но,
если это так, то трещины должны были возникать в верхней части твэлов, где
из-за высокой температуры больше всего снижается механическая проч-
ность стали. Однако было установлено, что трещины образуются не вверху,
а примерно на уровне середины активной зоны. Можно было думать, что эти
трещины все же механического происхождения. И появляются они в цент-
ральной зоне потому, что здесь к напряжению за счет внутреннего давления
добавляется еще и максимальное напряжение из-за температурного перепа-
да по толщине оболочки. Если это так, то трещины должны зарождаться на
внешней поверхности оболочки, где обе эти компоненты - складываются. Но
было обнаружено, что трещины начинаются внутри, а не снаружи. В конце
концов, удалось обнаружить на вершинах отдельных зародившихся трещин
присутствие теллура. Все стало ясно - эти трещины коррозионного проис-
хождения. По-видимому, коррозионно-активные летучие элементы и, преж-
де всего, теллур, выходят из топлива с горячей внутренней поверхности цен-
трального канала и, диффундируя по зазорам между таблетками, осаждают-
ся на относительно холодной оболочке. Это и вызывает коррозионный эф-
фект. Этот процесс интенсифицируется при больших выгораниях, когда на-
капливается много осколков, а также создается достаточное внутреннее
давление. Достаточное - это значит достаточно большое, чтобы соответ-
ствующие растягивающие напряжения на внутренней поверхности оболочки
превосходили сжимающие напряжения, возникающие за счет перепада тем-
ператур по ее толщине. Рассчитать все это не просто, ибо существует силь-
ный эффект радиационной релаксации напряжений. Решили просто снизить
нагрузку на твэлы. Теплонапряженность была уменьшена ниже 50 кВт/м без
изменения общей мощности за счет увеличения высоты активной зоны. Пос-
ле чего выход из строя твэлов на БН-600 при том же выгорании практически
прекратился.
Возможно, что на коррозионную активность выгорающего топлива влияет
его кислородный потенциал. В литературе есть немало публикаций на эту
тему. К сожалению, воспроизводимость результатов здесь нельзя назвать
хорошей. И, что самое примечательное, как по литературным данным, так и
согласно нашим исследованиям, проведенным в нерадиоактивных услови-
ях, получается, что наибольшей коррозионной активностью обладают цезий
и йод. Однако в реакторных условиях были получены однозначные указания,
что виновником растрескивания был, прежде всего, теллур. И также одноз-
начно было определено, что снижение теплонапряженности без всякой кор-
ректировки стехиометрии, исправляет положение, по крайней мере, для су-
ществующих выгораний.
После образования сквозной трещины газовое давление в твэле сбрасы-
вается и ее дальнейшее развитие, если не прекращается совсем, то, во вся-
37

ком случае, замедляется. Об этом можно судить хотя бы по тому, что интен-
сивность регистрации запаздывающих нейтронов после первоначального
всплеска меняется мало. Последующее, довольно медленное распростра-
нение трещины вдоль твэла, может происходить за счет твердого распуха-
ния облучаемого топлива, а также, возможно, из-за его взаимодействия с
проникающим внутрь натрием, когда образуются менее плотные уранаты и
плутонаты. Большему раскрытию твэла могут способствовать и температур-
ные качки в переходных режимах. Картины же сильного разрушения, кото-
рые иногда наблюдаются при исследованиях выгруженных из активной зоны
дефектных твэлов объясняются, как правило, эффектами, возникающими
при отмывке ТВС за счет взаимодействия воды-пара с попавшим внутрь нат-
рием.
Заметим, что уран торцевых экранов, как принято, органически входит в
состав твэлов, находясь вместе с топливом в той же самой оболочке. Тепло-
напряженность здесь весьма мала, и поэтому сперва было желание для воз-
можного снижения общего гидросопротивления отделить торцевые экраны
от собственно твэлов и сделать в них большие проходные сечения. Бее же
мы решили этого не делать, чтобы не усложнять излишне конструкцию ТВС.
Если по тем или иным соображениям окажется все же целесообразным ото-
двигать торцевые экраны от активной зоны, то к рассмотрению этой возмож-
ности будет иметь смысл вернуться.
Если иметь в виду перспективы увеличения глубины выгорания в даль-
нейшем, то следует подчеркнуть, что физика реактора ее не очень ограничи-
вает. Потеря реактивности с выгоранием - сравнительно небольшая благо-
даря хорошему воспроизводству горючего в активной зоне. И притом всегда
можно использовать метод частичных перегрузок, снижающий требования к
величине компенсирующей способности СУЗ. Потеря в KB за счет поглоще-
ния нейтронов в осколках не очень велика благодаря тому, что сечения
малы. Все определяется сохранением работоспособности твэлов (а также
самих ТВС). Если абстрагироваться от вакансионного распухания (этот эф-
фект наиболее существенно влияет на работоспособность ТВС в целом), то
для увеличения глубины выгорания нужно будет: увеличивать запас на рас-
пухание топлива, то есть уменьшать его усредненную плотность, вероятно
еще больше уменьшать теплонапряженность твэлов для предохранения от
коррозионного растрескивания оболочек (если не будут найдены другие спо-
собы их защиты), увеличивать объем для сбора газов, чтобы не превышать
допустимое внутреннее давление.
Сделаем здесь одно необходимое уточнение. Обычно, приводимые всю-
ду конкретные цифры о глубине выгорания, относятся к ее наибольшему зна-
чению в выгружаемых твэлах, поскольку указанные выше ограничения на-
кладываются, прежде всего, на ее локальную величину. С экономической же
точки зрения важна не максимальная, а средняя глубина выгорания, опреде-
ляющая общую энерговыработку за кампанию. Именно к ней при расчете топ-
38

ливной составляющей стоимости электроэнергии относят затраты по внеш-
нему топливному циклу, то есть на химпереработку и рефабрикацию ТВС.
Эти величины различаются между собой как за счет неравномерности тепло-
выделения, так и из-за того, что ТВС выгружаются одновременно довольно
большими партиями, в которых лишь небольшая часть достигла предела,
больше чем в полтора раза.
Одно время изучалась возможность снижения внутреннего давления в
твэлах путем выпуска осколочных газов в теплоноситель. В принципе здесь
есть и дополнительные технологические выгоды, ибо при этом за счет иск-
лючения объема для сбора газов - снижается длина твэлов, и соответствен-
но ТВС, уменьшается перепад давления в теплоносителе на активной зоне.
Однако реализовать эту возможность на практике не решились. При перехо-
де к более глубоким выгораниям, вероятно, будет иметь смысл вернуться
снова к ее рассмотрению. Тем более, что это может оказаться полезным,
если для оболочек будут применяться менее жаропрочные ферритомартен-
ситные стали, либо если не удастся преодолеть опасное снижение механи-
ческих свойств при сверхбольших флюенсах и для аустенитных сталей. Но в
любом случае нужно будет решать вопросы отмывки и транспортировки ТВС
с негерметичными твэлами. Заметим, что снизить выходящую в теплоноси-
тель не слишком долгоживущую'радиоактивность, можно будет путем за-
держки выпуска газа из твэлов с помощью простого устройства типа однока-
мерного шлюза.
3.2. Тепловыделяющие сборки
Для удобства перегрузки, а также обеспечения возможности профилиро-
вания расхода теплоносителя в соответствии с распределением тепловыде-
ления по радиусу, твэлы группируются в тепловыделяющие сборки - ТВС
(кассеты). Поначалу представлялось, что размер ТВС, во избежание неконт-
ролируемого разгона реактора при ошибочных действиях персонала, следу-
ет ограничить так, чтобы вносимая ею реактивность в любом месте активной
зоны, не превышала доли запаздывающих нейтронов. Однако это означает,
что активная зона должна состоять из слишком многих сравнительно мелких
ТВС, что все-таки будет усложнять и затягивать перегрузку, а также, из-за по-
вышения доли конструкционных материалов, ухудшать физику реактора. От
этой мысли вскоре отказались и решили не ограничивать так жестко размер
кассет. Тем более, что система СУЗ позволяет вводить заранее достаточно
большую гарантированную отрицательную реактивность. Кроме того, следу-
ет учесть, что в процессе эксплуатации происходит, как правило, замена вы-
горевших ТВС на свежие с сравнительно малым изменением реактивности
вообще. Некоторые, не очень жесткие практические ограничения размера
ТВС связаны с тем, что с его увеличением растет разброс температуры на
выходе за счет большей неравномерности тепловыделения по ее сечению.
39

Увеличивается также и остаточное тепловыделение в сборке, что может
вызвать затруднения при перегрузке. Число твэлов в ТВС БН-350 и БН-600
одинаковое-127.
ТВС в наших реакторах имеют шестигранную форму, что отвечает наибо-
лее устойчивой гексагональной упаковке твэлов и самих сборок. Это дает за
счет хорошей азимутальной самоюстировки также и определенные удобства
при перегрузке. Некоторый небольшой по сравнению с квадратными сборка-
ми проигрыш в том, что здесь, если не принимаются специальные меры, име-
ет место повышенный пристеночный поток теплоносителя. Он байпасирует
внутренний расход, и соответственно увеличивает разброс температур на
выходе. Во многих случаях, чтобы снизить эффект, использовались так на-
зываемые вытеснители - тонкие металлические стерженьки, устанавливае-
мые вдоль пристеночных зазоров. Впрочем, на проверку это оказалось не
очень надежным способом решения вопроса (об этом - ниже). Заметим, кста-
ти, что при увеличении размеров ТВС негативный эффект пристеночных за-
зоров становится относительно менее заметным.
Материалом чехлов штатных ТВС с самого начала также была выбрана
аустенитная нержавеющая сталь. Первоначально к чехлу предъявлялись, в
основном, требования противостоять радиационной и термической ползу-
чести. Нагрузка на стенку при не слишком глубоких выгораниях, создается за
счет разности давлений внутри и снаружи ТВС. Максимальный эффект ползу-
чести примерно на уровне середины активной зоны. Там сочетается повышен-
ная (по сравнению с входом в ТВС) температура и максимальный поток нейтро-
нов с заметной нагрузкой на стенку. Вверху, где наибольшая температура, эта
нагрузка исчезает. Чтобы снизить эффект ползучести приходится прибегать к
невыгодному, с точки зрения физики, увеличению толщины стенок ТВС.
Естественно, что вскоре после обнаружения вакансионного распухания
этот эффект стал доминирующим при учете радиационного воздействия на
ТВС. Оказалось, что чехлы, которые первоначально изготавливались из бес-
титанистой нержавеющей стали типа 18-8, расширялись настолько, что к
концу кампании в ряде случаев зазор между ТВС порядка 2-2,5 мм полностью
выбирался. Особую опасность представляет несимметричная деформация
(коробление) чехлов из-за неодинакового распухания различных участков в
неоднородных температурных и нейтронных полях реактора. Такая дефор-
мация заметно искажает распределение межтвэльных потоков теплоносите-
ля внутри ТВС, увеличивая, тем самым, разброс температуры на выходе. Из-
за коробления кассет появляется дополнительная угроза их заклинивания
при выгрузке. В некоторых ТВС к концу кампании стрела прогиба была дово-
льно значительной. Хотя до заклинивания ТВС в активной зоне дело не дохо-
дило, при транспортировке их по тракту перегрузки все же возникали опреде-
ленные трудности. Некоторые кассеты, в частности, не стали свободно захо-
дить в перегрузочный пенал, где поначалу были предусмотрены слишком
малые зазоры. Их пришлось увеличивать. Здесь уж утолщение стенок чех-
40

лов никак не может помочь. И даже наоборот, чем жестче чехол, тем больше
опасность для заклинивания сильно деформированной ТВС. Существует,
таким образом, особо настоятельная необходимость, использовать для чех-
лов малораспухающие материалы. Температурные условия здесь более
мягкие, чем для твэлов, и это позволяет уверенно применять ферритомар-
тенситные стали. Такая сталь существующей марки - ЭП-450 уже использу-
ется для штатных ТВС. Результаты - вполне положительные. Можно считать,
что проблема распухания здесь в принципе снимается. Однако при переходе
к более глубоким выгораниям, и соответственно более длительным кампани-
ям, возникает в связи с этим другая проблема - взаимодействия пучка распу-
хающих твэлов с нераспухающим чехлом, что может привести к довольно
неприятным последствиям. Впрочем, эта проблема, в определенной степе-
ни, имеет место и тогда, когда оболочки твэлов и чехлов ТВС сделаны из од-
ной и той же подверженной распуханию стали, поскольку температурные ус-
ловия для них в разных местах неодинаковы. На одной высоте могут больше
распухать твэлы, на другой, наоборот, чехол.
В принципе существует опасность, что при довольно высоких реакторных
температурах, да еще под облучением, может иметь место эффект самосва-
риваемости между собой чехлов соприкасающихся соседних ТВС. Во избе-
жание этого была введена штатная технологическая операция - нитридиза-
ция внешних поверхностей чехлов. Впрочем, уверенности в том, что в рабо-
чих условиях такой азотированный слой сохраняется - нет. В то же время,
никаких признаков самосзариваемости ТВС в реакторе не обнаружено.
Изготовление чехлов в строго заданных геометрических размерах -дово-
льно сложная и дорогостоящая технологическая операция. Представляется,
что имеет смысл рассмотреть возможность упростить технологию и вместо
цельнотянутых использовать сварные чехлы. Может быть можно создать
многослойные, состоящие из тонких листов, стенки чехлов, в том числе и пу-
тем навивки протяженной металлической ленты на калиброванную болван-
ку. Технологические перспективы для этого существуют. Целесообразно
подумать и о возможности утоньшения стенки чехла. Можно, например, соз-
дать на гранях в медианной зоне, где наибольшая опасность ползучести,
асимметрично сдвинутые продольные выступы - гофры так, чтобы они сокра-
щали базу нагрузки на стенку.
Вес ТВС промышленных РБН меньше выталкивающей силы восходяще-
го потока натрия. Поэтому везде применяется гидростатическая разгрузка,
при которой входное сечение в хвостовике существенно меньше сечения
рабочей части ТВС, а в зазоре между ТВС и нижним коллектором с практи-
чески застойным натрием, давление совсем небольшое. Конструкция нижне-
го реакторного узла и, в частности, коллектора получается при этом доволь-
но сложной.
Опыт эксплуатации показывает, что появившиеся в отдельном твэле де-
фекты не вызывают повреждения соседей. Здесь, - полная противополож-
41

ность тому, что имеет место при возникновении течи в трубках парогенерато-
ра, о чем речь еще впереди. Если при появлении дефекта и происходит пере-
распределение потоков теплоносителя в межтвэльных каналах, то оно
слишком незначительное, чтобы заметно повлиять нелокальный теплосъем.
Были также опасения, что вырывающиеся из образовавшейся трещины газо-
вые пузыри могут, пусть и на короткое время, ухудшить теплосъем в меж-
твэльном канале и, тем самым, вызвать повреждения и соседних твэлов. Но
эти опасения, к счастью, не оправдались. Бывает, что в отработавшей ТВС
находят сразу несколько дефектных твэлов. Они, как правило, сосредоточе-
ны в одной зоне, очевидно, с наиболее неблагоприятными условиями, но со-
всем не обязательно по соседству. Обнаружилось, кстати, что находившиеся
в пристеночных зазорах вытеснители, о которых говорилось выше, очень
сильно деформируются, иногда даже раздвигая при этом твзлы и серьезно
нарушая, таким образом, симметрию и структуру пучка в приграничной об-
ласти. Вероятно, это связано с различием в вакансионном распухании вы-
теснителей и твэлов. Такие вытеснители вместо улучшения скорее всего
ухудшают распределение потоков теплоносителя внутри ТВС. Целесооб-
разность их применения становится сомнительной и в последнее время
было принято решение от них совсем отказаться.
3.3. Выравнивание температурных полей в ТВС
На выходе из ТВС может существовать заметный разброс температур
между струями натрия, проходящими по разным межтвэльным каналам. Он
обусловлен как регулярными факторами - неравномерностью тепловыделе-
ния по сечению ТВС, а также пристеночными эффектами, о чем говорилось
выше, так и случайными факторами - технологическими разбросами в коли-
честве горючего в разных твэлах и в геометрии межтвэльных каналов. На это
накладывается еще и эффект деформационных изменений ТВС, происходя-
щих в процессе кампании. По расчетам общий разброс температур на выхо-
де сборок для наших промышленных РБН может достигать 100°С. В принци-
пе разброс температур мог бы сглаживаться за счет хорошего межканально-
го перемешивания теплоносителя. Последнее же зависит от способа дис-
танционирования твэлов внутри ТВС. Ныне широко применяемый способ
дистанционирования совсем не благоприятствует перемешиванию. И не-
трудно видеть почему. Дистанционирование осуществляется проволочками,
спирально навитыми на все твэлы в одном и том же направлении. В зазоре
между соседними твэлами эти проволочки расположены наклонно, что вооб-
ще говоря, способствует перетеканию теплоносителя из одного канала в
другой. Однако дистанционирующие проволочки двух соседствующих твэ-
лов в том же самом зазоре, чередуясь, имеют пртивоположные наклоны. И,
следовательно, значительная часть перетекшей струи через полшага навив-
ки возвращается обратно.
42

Рис. 1. Распределение подогрева теплоносителя Т по радиусу ТВС - г при
тепловыделении на нижнем участке A/3 полной длины) центрального твэла:
1-обычная навивка;
2 - смешанная навивка;
Т0 - средний подогрев по кассете;
г0-граница пучка
В то же время существуют весьма простые способы, позволяющие, ска-
жем так, «бесплатно» улучшить межканальное перемешивание. Наиболее
симметричный и достаточно удобный из них основан на том, что пучок со-
ставляется из твэлов как с правосторонней, так и левосторонней навивками,
а также не имеющих навитой проволочки вовсе (смешанная или встречная
навивка). Он собирается таким образом, что каждый твэл окружен соседями
только с другим типом навивки. При этом оказывается, что в любом меж-
тээльном зазоре все наклоны дистанционирующих йроволочек одинаковы.
Перетекший в соседний канал теплоноситель обратно не возвращается. За-
метим, что в кассетах квадратного сечения, и соответственно квадратной
симметрии пучка, в этом случае достаточно использовать твэлы только двух
типов - с противоположными навивками.
Были проведены сравнительные стендовые испытания обоих способов
дистанционирования. Испытания проводились на натрии, проходящем снизу
вверх через пучок из 37 твэлов, имитирующий реальную геометрию промыш-
ленных ТВС. На рис. 1 представлены результаты одной из серий экспери-
ментов. Подогрев производился только в одном центральном имитаторе твэ-
ла а нижней его части. Измерения температуры велись на выходе из пучка
сверху. Как явно видно смешанное дистанционирование сказывается на
межканальном перемешивании неожиданно весьма сильно. В этих экспери-
43

ментах неравномерность температур (коэффициент неравномерности минус
единица) снижалась за счет такого дистанционирования примерно в восемь
раз. Хотя, конечно, надо иметь в виду, что геометрия эксперимента с тепло-
выделением только в нижней части твэла подчеркивает, усиливает величину
эффекта. По оценкам смешанное дистанционирование может существенно
уменьшить разброс температур на выходе из ТВС для промышленных реак-
торов и тем самым заметно улучшить рабочие условия для оболочек твэлов.
Выравнивающий эффект смешанной навивки очевидно тем сильней, чем
больше относительная ширина межтвэльных зазоров. Заметим, что хоро-
шее межканальное перемешивание при использовании смешанной навивки
дает дополнительнее основание для отказа от технологически неудобных и
практически не выполняющих своих функций вытеснителей в пристеночных
зазорах шестигранных ТВС, о которых говорилось выше.
Дополнительным преимуществом смешанной навивки является то, что
точки соприкосновения с дистанционирующими проволочками на противопо-
ложных сторонах каждого твэла находятся на разных уровнях, как показано
на рис. 2. Пучок оказывается не таким жестким, как при обычном дистанцио-
нировании, когда все точки соприкосновения находятся на одном и том же
уровне. В результате ослабляется негативный эффект механического взаи-
модействия распухающего пучка твэлов с чехлом ТВС, который может иметь
место при глубоком выгорании, о чем говорилось выше. На твэлах вместо
опасных вмятин могут появляться лишь небольшие изгибы. И еще одно пре-
имущество смешанной навивки по сравнению с обычной - снижается пере-
пад давления на активной зоне, для реальной геометрии пучков примерно на
10%.
Некоторые затруднения при такой смешанной навивке возникают лишь в
пристеночных, соседствующих с чехлом, рядах твэлов. Здесь, вообще гово-
44
Рис. 2. Дистанционирование в пучке твэл:
а - обычная навивка;
б - смешанная навивка

ря, требуется дополнительная фиксация гладких, то есть без навивки, твэ-
лов со стороны чехла. Заметим, что всегда можно сделать так, чтобы они, то
есть гладкие твэлы, не были угловыми. В крайнем случае в пристеночных
рядах можно использовать вместо гладких - твэлы с навивкой. Конечно, это -
некоторая потеря симметрии, которая, однако, не может сколько-нибудь за-
метно ухудшить распределение температур.
Сборка пучка твэлов со смешанной навивкой - вполне технологичная опе-
рация. Благодаря своей податливости он вкладывается в чехол легче, чем
более жесткий пучок с обычным дистанционированием. Это, в частности,
было продемонстрировано при сборке опытной ТВС для реактора БР-5. Про-
грамма сборки пучка достаточно проста и не содержит каких-либо особых
требований. Твэлы каждого данного типа, чередуясь послойно, начиная с уг-
ловой позиции, последовательно вставляются в пучок.
Исследовался и другой вариант смешанного дистанционирования, в ко-
тором используются твэлы только двух разных типов - с противоположными
навивками. При этом в каждом ряду, начиная с одной из граней, располагают-
ся твэлы одного и того же типа. Асами ряды соответственно, последователь-
но чередуются. Это означает заметную потерю симметрии пучка. Но имеются
и определенные преимущества. Прежде всего, здесь лучше могут сглажи-
ваться регулярные неравномерности температуры, проистекающие за счет
неравномерности тепловыделения и повышенных пристеночных расходов
теплоносителя. В экспериментах, моделирующих реальную геометрию (без
вытеснителей), при коэффициенте неравномерности тепловыделения
вдоль диагонали кассеты 1,27 был получен коэффициент неравномерности
температуры на выходе для случая: обычной навивки -1,22, симметричной
встречной навивки -1,11 и междурядной встречной навивки -1,07. По срав-
нению с симметричной встречной навивкой нет проблемы дистанционирова-
ния пристеночных твэлов. И еще проще, наконец, программа сборки пучка. В
то же время для получения максимального эффекта сглаживания температу-
ры требуется азимутальная ориентация кассет с междурядной встречной
навивкой по радиусу активной зоны. Недостатком здесь является и то, что в
одном из направлений, то есть вдоль рядов одинаковых твэлов, имеет место
жесткое дистанционирование. И, наконец, сглаживание эффекта повышен-
ных пристеночных потоков - неодинаково для разных граней. В целом же и этот
вариант смешанного дистанционирования может представлять интерес.
К сожалению, смешанное дистанционирование до сих пор не нашло при-
менения в штатных ТВС. По-видимому, сказывается некоторый консерва-
тизм приверженных к уже сложившимся канонам разработчиков. Ностальги-
чески думается о том времени, когда работа над Проблемой только начина-
лась. Тогда всякие новые идеи воспринимались куда более охотно. Печаль-
но, когда умудренные опытом, несомненно талантливые специалисты стано-
вятся слишком самонадеянными, мало кого слушающими «генералами от
науки», как говаривал АИЛ.
45

3.4. Активная зона
Наша позиция всегда состояла в том, что надо стремиться к разумно воз-
можной максимальной мощности активной зоны, и соответственно всего
блока в целом. Ко всему прочему в сторону повышения экономической эф-
фективности здесь действует и дополнительный фактор, специфичный для
РБН. Чем больше мощность и, следовательно, размеры активной зоны, тем
меньше, вообще говоря, концентрация горючего в топливной смеси, что вы-
годно, с точки зрения физики, а также параметров топливного цикла. С дру-
гой стороны, следует учитывать и доступные технологические возможности
изготовления и монтажа крупномасштабного оборудования, при которых
удельные капитальные затраты из-за усложнения производства еще не
слишком возрастают. И, конечно, мощность блока должна соответствовать
приемистости сети. По нашим оценкам тепловая мощность блока для серий-
ных АЭС должна составлять 3-4 тью. МВт. Эта позиция не поколебалась и
после того как в некоторых странах и, прежде всего в США, появился преиму-
щественный интерес к модульным реакторам.
Весьма существенным является вопрос определения достижимой плот-
ности тепловыделения в активной зоне в связи с необходимостью оставать-
ся в конечном счете в разумных пределах размеров корпуса реактора. Не-
трудно определить, от каких параметров и каким образом от них зависит
плотность тепловыделения р. Можно предложить следующую формулу (см.
прилож.8.1)
A/р) = (ickd2/4m) + (kJi/cATv),
где d - диаметр твэла;
Н • высота активной зоны;
m • максимальная линейная теплонапряженность твэлов;
с - теплоемкость натрия;
ДТ - средний подогрев натрия;
v - максимальная скорость натрия в активной зоне;
k.k, - коэффициенты неравномерности тепловыделения в активной зоне
• общий и радиальный соответственно.
Для повышения р следует увеличивать v, Д Т и т. Но для этих параметров
существуют некоторые ориентировочные предельные значения, превышать
которые нецелесообразно. Для скорости натрия это v * 10 м/сек.
При большей скорости возникает опасность эрозионных эффектов. Кро-
ме того, заметно увеличивается перепад давления на активной зоне, что тех-
нологически нежелательно. Именно это значение максимальной скорости
принято для большинства РБН.
Предельный подогрев натрия составляет примерно ДТ « 200°С.
Верхняя температура ограничивается опасностью резкого ухудшения ме-
ханических свойств конструкционных материалов в активной зоне. Нижняя -
примерно задается давлением пара, идущего на турбину, если желательно,
46

Таблица 3.1
Основные параметры активной зоны для разных уплощений
X
р, кВт/л
е.%
Рт. КВТ/КГ
1.0
311
20
396
0,75
361
21
440
0,5
419
24
438
0.4
448
29
382
чтобы он соответствовал современным параметрам (об этом - несколько
позже).
Максимальная теплонапряженность для окисных твэлов по существую-
щим представлениям, как указывалось, должна быть порядка m « 50 кВт/м.
Используя эти предельные значения, а также следующие данные:
с = 1.1-103 кВт.сек/м3 °С, к = 1.7, к = 1.5,
получаем р = A.3-105)/D.2- 102d2 + Н) кВт/л, где d и Н - в см.
Величины d и Н могут в принципе варьироваться в довольно широких
пределах. Для d, с учетом того, что говорилось выше, можно принять в ка-
честве разумной (средней) величины d = 0,7 см.
Остановимся на выборе Н подробнее. Конфигурация активной зоны, а
именно соотношение между ее высотой и диаметром, в значительной мере
(если отвлечься от физики) определяется техническими соображениями.
Что выгоднее - увеличивать ширину корпуса реактора или его высоту? Сле-
дует учитывать не только технологические возможности изготовления корпу-
са, но, может быть, и целесообразность его транспортировки в собранном
виде. При прочих равных условиях имеет смысл идти на уплощение активной
зоны поскольку, согласно вышеприведенной формуле, с уменьшением Н
можно достичь более высокой плотности тепловыделения. Однако, если
второй член в знаменателе уже сравнительно небольшой, а часто так оно и
есть, его дальнейшее уменьшение заметной выгоды не принесет. И, кроме
того, с уплощением реактора (при заданном объеме) увеличивается равно-
весная концентрация горючего в топливной смеси. Приближенная формула
зависимости этой концентрации 0 от степени уплощения X = Н/Н0 (Н0 соот-
ветствует конфигурации с минимальной поверхностью при заданном объе-
ме, когда высота активной зоны равна ее диаметру) приведена в прилож. 2. С
увеличением 0 удельное, то есть отнесенное к единице массы горючего, теп-
ловыделение рт (кВт/кг) снижается. Для иллюстрации в таблице приведены
полученные значения вышеуказанных параметров для условной активной
зоны на окисном топливе объемом около 6 м3 (Н0 = 200 см) при разных значе-
ниях X.
Эти цифры получены по нашей весьма приближенной аналитической
формуле и приводятся только для того, чтобы показать общую тенденцию.
Но заметим, и значительно более точные расчеты численным методом для
47

разных конфетных вариантов, дают аналогичную картину. Практически по-
лучается, что снижать Н ниже 100 см, как из-за заметного увеличения концен-
трации горючего в топливе, так и из-за снижения удельного тепловыделения
нецелесообразно. Высота активной зоны такого порядка принимается во
всех крупных промышленных РБН.
Доля сечения активной зоны, занимаемая натрием, с • согласно при-
лож. 8.1, определяется следующим выражением:
1/e=1 + DmH/7ccATvk,d2),
где кг - коэффициент неравномерности тепловыделения по высоте активной
зоны. Используя вышеприведенные значения параметров, находим е = 0,33,
что примерно соответствует тому, что реально имеет место. Одно время про-
водились проработки реактора с разрезной активной зоной, состоящей из
раздвинутых между собой верхней и нижней половинок. Натрий входит посе-
редине и, разделившись на два потока, проходит в каждую из них отдельно.
Такая конструкция позволяет иметь повышенную плотность тепловыделе-
ния, поскольку Н в вышеприведенной формуле для р при этом отвечает по-
ловине высоты активной зоны. В то же время сохраняется сравнительно не-
высокая концентрация ядерного горючего, соответствующая активной зоне
без уплощения. Однако проект оказался технически слишком сложным, и от
дальнейшей его проработки отказались.
Неоднородность тепловыделения по радиусу заставляет принимать
меры к его выравниванию и профилированию потоков теплоносителя. Для
грубого выравнивания тепловыделения создаются две- три подзоны с раз-
ной концентрацией горючего в топливе. При этом уменьшается кик,, что в
соответствии с вышеприведенной формулой позволяет повысить р. Правда,
при этом несколько увеличивается и критмасса. Профилирование потоков
теплоносителя внутри каждой подзоны осуществляется с помощью дроссе-
лирующих шайб на входе в ТВС. Дроссели размещаются как в хвостовиках
кассет, так и в гнездах коллектора, куда они вставляются, что дает опреде-
ленную свободу для перестановок ТВС в случае необходимости. Однако из-
за дросселей возникает дополнительный перепад давления в контуре.
В процессе кампании распределение тепловыделения по активной зоне
изменяется. Это происходит за счет неравномерного выгорания (с тенден-
цией сглаживания неравномерности, поскольку внутренний KB меньше еди-
ницы). Эффект, естественно, тем больше, чем больше глубина выгорания.
Профилирование расходов теплоносителя, естественно, не может следо-
вать за меняющимся тепловыделением, что дополнительно отражается на
разбросе температур на выходе. Некоторую дискретную корректировку рас-
ходов можно осуществлять на остановках путем соответствующего переме-
щения кассет в другие ячейки. Однако это приводит к усложнению эксплуата-
ции и может даже негативно сказаться на работоспособности твэлов.
В принципе можно избежать дополнительного перепада давлений из-за
дросселирования потоков теплоносителя в ТВС. Оригинальная, но далеко
48

не бесспорная идея состоит в том, чтобы отказаться от применения дроссе-
лей вообще, а их функции переложить полностью на гидравлическое сопро-
тивление самих пучков твэлов. Это означает, что нужно варьировать зазоры
между твэлами, их диаметры и, возможно, их количество в пучке. Чем мень-
ше тепловыделение, тем меньше должно быть проходное сечение для теп-
лоносителя и больше соответственно объемная доля топлива в ТВС. Пос-
леднее, кстати, означает, что будет иметь место определенное выравнива-
ние тепловыделения даже при неизменной концентрации горючего в топли-
ве. К сожалению, эта идея так и не была проработана до конца. А ведь выго-
ды могут быть существенные. Это и общее уменьшение количества натрия в
активной зоне, улучшающее физику реактора и, в частности, снижающее ве-
личину неприятного, с точки зрения, безопасности реактора натриевого пус-
тотного эффекта (об этом подробнее позже). Это и ощутимое уменьшения
общего перепада давления на активной зоне. Это и возможность использо-
вать тонкие,.может быть, даже перфорированные чехлы кассет, ибо распре-
деление давления по высоте во всех ТВС - одинаково и межкассетная пере-
течка теплоносителя - будет отсутствовать. В пределе можно и вообще отка-
заться от чехлов. Но для этого лучше перейти от гексагональной к квадрат-
ной симметрии пучков, чтобы не допускать слишком больших зазоров на гра-
ницах между ними. И, наконец, если удастся, имея одинаковую концентра-
цию горючего в топливе по всей активной зоне, получить внутренний KB,
близким к единице, то в процессе кампании будет всюду примерно сохра-
няться одно и то же распределение тепловыделения. Это - очень важно, осо-
бенно при весьма глубоких выгораниях. Конечно, если эта идея окажется ре-
ализуемой, останутся еще практические сложности, связанные с многообра-
зием типоразмеров твэлов. При отказе от дросселирования возникнет также
вопрос с гидростатической разгрузкой. Несмотря на снижения перепада дав-
ления подъемная сила движущегося вверх теплоносителя все же останется
слишком большой, чтобы можно было отказаться от гидростатической раз-
грузки. В этом случае можно будет все же заметно уменьшить давление на
стенки чехлов, осуществив, например, перфорирование только в верхней
части ТВС.
3.5. Экран
Первоначально считалоь, что боковой экран (как, впрочем, и торцевой)
должен быть достаточно толстым, чтобы можно было использовать почти
все нейтроны, покидающие активную зону. Поэтому в БН-350 его толщина
составляла сперва около 50см. Это примерно соответствует трем длинам
релаксации и означает, что интегральный поток нейтронов при прохождении
через экран спадает примерно в 20 раз. А удельные потоки нейтронов с уче-
том геометрического фактора уменьшаются еще сильнее. Однако потом ре-
шили, что такая толщина - излишне большая. Накопление плутония во внеш-
них слоях экрана происходит б. сьма медленно. Чтобы достичь разумной его
49

концентрации требуется 15-20 лет. Такая большая задержка с вовлечением
этого плутония в оборот делает его вклад в темп воспроизводства (а это тог-
да казалось весьма важным критерием) довольно мизерным. Поэтому в БН-
600 толщину экрана снизили до 30 см. В техническом отношении проект от
этого только выиграл. В БН-350 был уменьшен размер торцевого экрана, что
позволило, как указывалось выше, освободить дополнительное пространст-
во в твэлах для сбора газов.
После принятия решения об использовании в активной зоне оксидного
топлива, некоторое время еще дебатировался вопрос - не следует лив экра-
не оставить металлический уран. Длины релаксации нейтронов в металли-
ческом и оксидном экранах примерно одинаковы. Опасности коррозионного
взаимодействия металлического урана с оболочкой в экранных элементах
практически нет, ибо температурные условия здесь существенно мягче, чем
в активной зоне. Величина KB в случае металлического экрана несколько
больше, чем для оксидного. Однако использование двух разных видов топ-
лива в реакторе посчитали нецелесообразным, поскольку это усложняет
технологию внешнего топливного цикла. Конечно, ничто не мешает в любое
время вернуться к этой идее и использовать экранные кассеты с металли-
ческим ураном в существующих реакторах, поначалу хотя бы в эксперимен-
тальных целях.
Одна из существенных проблем связана с изменением тепловыделения в
сборках бокового экрана по мере накопления в них плутония. Причем в отли-
чие от активной зоны, где с выгоранием неравномерность тепловыделения
уменьшается, здесь она, наоборот, растет и притом заметно. Это означает,
что, если расход теплоносителя рассчитан на конец кампании, то в начале ее
он слишком велик и температура выходящего натрия оказывается заметно
заниженной. Чтобы уменьшить результирующий эффект разбавления горя-
чего натрия на выходе, можно проводить регулярную перестановку экранных
кассет от периферии к центру, то есть в ячейки с большим расходом теплоно-
сителя. Это, кстати, полезно еще и потому, что при этом заметно уменьшает-
ся количество «замороженного» плутония в экране. Однако как уже отмеча-
лось, перестановка кассет в реакторе - дополнительная, усложняющая экс-
плуатацию, операция.
Некоторые сложности проистекают и из-за большой неоднородности
нейтронного поля в пределах самих экранных сборок, что особенно сущест-
венно для внутреннего, прилегающего к активной зоне, слоя. Это, прежде
всего, приводит к значительной неравномерности тепловыделения внутри
экранных сборок, все больше увеличивающейся по мере накопления плуто-
ния в процессе кампании. В результате теплонапряженность в приграничных
элементах на стороне, обращенной к активной зоне, может возрасти до опас-
ного предела, в то время как в других элементах она будет еще далека от оп-
тимальной. Кроме того, величина вакансионного распухания на противопо-
ложных (в радиальном направлении) стенках чехлов может быть весьма раз-
50

личной, что приведет к сильному короблению кассет. Чтобы сгладить эти эф-
фекты прибегали к повороту сборок на 180 примерно в середине кампании.
Однако при этом, помимо усложнения эксплуатационной процедуры, увели-
чивается еще и опасность преждевременного выхода экранных элементов
из строя, что, похоже, и проявилось в отдельных случаях на практике. Веро-
ятно, это связано с особенностями перестройки сформировавшейся структу-
ры сердечника при изменении условий облучения. Таким образом, большая
неравномерность тепловыделения дополнительно ограничивает возмож-
ности накопления плутония в боковом экране.
Прорабатывалась возможность организации потока теплоносителя пос-
ледовательно - сперва через боковой экран, а затем через активную зону.
Здесь проблема, связанная с изменением тепловыделения в экранных сбор-
ках, практически снимается, ибо подогрев теплоносителя в экране будет не-
значительным. Однако это • слишком большое техническое усложнение. По-
этому с разбавлением теплоносителя на выходе холодным натрием из экра-
на приходится мириться. Впрочем, температурные потери здесь • неболь-
шие, поскольку расход теплоносителя через боковой экран сравнительно
мал. А термоусталостных явлений в зонах перемешивания горячих и холод-
ных струй, чего вначале опасались, не было обнаружено.
3.6. Система управления
Управление энергетическим реактором осуществляется, как обычно,
вертикальным перемещением сузовских кассет (стержней), содержащих в
большинстве случаев, обогащенный бор. Он обладает сравнительно боль-
шим сечением поглощения и для нейтронов спектра РБН. Поперечный раз-
мер кассет - меньше, чем ТВС. Он ограничивается направляющими • поме-
щаемыми в ячейки активной зоны вместо ТВС - полыми стаканами, внутри
которых двигаются кассеты. Расход теплоносителя через сузовские кассе-
ты, естественно, намного меньше, чем через ТВС. Сузовские кассеты -дово-
льно прозрачны для быстрых нейтронов, и поэтому эффекты депрессии поля
и самоэкранировки не очень существенны. Эффективность кассет, находя-
щихся в рабочем состоянии вне активной зоны: аварийных (быстрой оста-
новки) и температурного компенсатора - максимальна и для БН-350, напри-
мер, составляет около 1%. Эффективность компенсаторов выгорания, пос-
тоянно находящихся в активной зоне, чтобы заметно не искажать нейтронное
поле выбрана существенно меньшей - порядка 0,2%. Все же некоторая ин-
терференция между ними существует. Полная эффективность кассет, ком-
пенсирующих выгорание меньше потери реактивности за кампанию ТВС.
Поэтому обязательно приходится использовать метод частичной перегруз-
ки, несколько усложняющий эксплуатацию. Правда, необходимость частич-
ной перегрузки следует уже из того, что длительность кампании для ТВС,
находящихся в разных частях активной зоны, - неодинакова.
51

Для экономии дорогостоящего обогащенного бора в органах СУЗ может
быть использован метод нейтронной ловушки. При этом внутри тонкостенно-
го стакана, стенки которого содержат поглощающий нейтроны материал, по-
мещается водородосодержащее вещество (например, гидрид циркония).
Для компенсации выгорания такие кассеты, естественно, не применимы по
причине сильного искажения окрестного нейтронного поля.
Эффективность регулирующих кассет, предназначенных для оператив-
ного управления мощностью реактора, - довольно мала, во всяком случае
заметно меньше доли запаздывающих нейтронов р. Для поддержания за-
данной мощности достаточно очень малых изменений Дк, ибо каких-либо
серьезных возмущений реактивности здесь нет. Да и излишние потери ней-
тронов - тоже ни к чему. Введение же положительной реактивности, скажем
30% от величины р, вызывает разгон реактора с установившимся периодом
порядка 20 сек. Этого вполне достаточно, так как более быстрый разгон мо-
жет оказаться неудобным для эксплуатации. При мощности же, близкой к
номиналу, скорость разгона (осуществляемого на этом уровне обычно с по-
мощью задатчика мощности), безусловно, еще меньше. Она ограничивается
допустимыми изменениями температуры в переходных режимах, при кото-
рых еще не возникают опасные термические напряжения в элементах кон-
струкции. В наших промышленных реакторах (на 235U - всего по два регулято-
ра мощности с эффективностью порядка 0,2% каждый. В работе всегда нахо-
дится только один (второй - запасной). Благодаря большой длине пробега
быстрых нейтронов перекосы поля при движении только одного регулятора
практически отсутствуют. В этом отношении РБН выгодно отличается от теп-
лового реактора, состоящего, по существу, из нескольких локальных квази-
критических образований, требующих строго синхронного регулирования.
Можно, наконец, добавить, что иметь регулятор с эффективностью близкой,
а тем более, большей р, - крайне нежелательно и с позиции обеспечения
ядерной безопасности. Хотя, как правило, всегда предусматривается шаго-
вая подача регулятора вверх, лучше вообще исключить возможность быс-
трого введения большой положительной реактивности из-за каких-либо не-
поладок в схеме управления. Кстати, на одном из наших экспериментальных
реакторов при первом пуске это чуть было не случилось. Из-за неправильно-
го подключения сервопривода регулятор стал двигаться в обратном направ-
лении и реактивность вместо того, чтобы уменьшаться, начала возрастать.
Срок службы сузовских кассет, в принципе, может ограничиваться:
• потерей эффективности из-за выгорания поглощающего материала;
• накоплением гелия, образующегося в реакции В(п,о), и возрастанием
внутреннего давления в элементах;
• вакансионным распуханием конструкционных материалов.
Накопление гелия • наиболее ощутимый эффект в регуляторах с бором,
постоянно находящихся в интенсивном нейтронном поле активной зоны. По-
52

теря реактивностной способности здесь не так важна, ибо, практически, всег-
да имеется достаточно большой запас в дк. Для увеличения долговечности
регулятора приходится организовывать выпуск гелия в теплоноситель. Аль-
тернативой является использование поглощающих веществ, в которых пре-
имущественно происходит радиационный захват и для которых нет пробле-
мы накопления газа. Одним из наиболее подходящих поглотителей такого
рода является европий. Он обладает большим сечением в высокой резонан-
сной области и его поглощающей способности вполне хватает для регулято-
ра.
Для аварийных кассет, которые в рабочем состоянии находятся вне пре-
делов активной зоны, эффекты облучения в среднем малы. Однако ограни-
чение в сроке службы этих кассет связано с преимущественным воздействи-
ем нейтронов на самую нижнюю часть, непосредственно расположенную над
активной зоной. Поднимать же их еще выше нежелательно из-за возникаю-
щей при этом задержки с вводом необходимой отрицательной реактивности
в аварийных случаях. Не исключена возможность после выгрузки из реакто-
ра реставрации аварийных кассет путем замены нижних, выгоревших частей
на свежие. Может быть целесообразным и извлечение всего обогащенного
бора из отслуживших свой срок кассет для его последующей утилизации.
Некоторые сложности создавались из-за направляющих СУЗ, о которых
упоминалось выше. Они полезны, ибо придают надежность движению кас-
сет. А самое главное, позволяют организовать расход теплоносителя в соот-
ветствии с тепловыделением в кассете. Но, к сожалению, в экстремальных
условиях внутри активной зоны ничто не может быть долговечным. Происхо-
дят структурные и конфигурационные изменения материалов и направляю-
щие приходится периодически заменять. Операция - технически довольно
сложная, ибо эти направляющие должны быть достаточно прочно и надежно
закреплены в нижнем коллекторе. К тому же не всегда удавалось правильно
определить надлежащий момент их замены. В начальный период, к сожале-
нию, на БН-350 из-за некоторой передержки в реакторе не обошлось все же
без разрушения этого узла. Персоналу станции пришлось проявить чудеса
изобретательности и мастерства, чтобы избавиться от его осколков, за-
стрявших в активной зоне. И это без всякого УЗВ! По сложности операцию
можно сравнить с тем, что было сделано на реакторе Энрико Ферми после
известного случая с расплавлением TBQ. Возникало подспудное желание
все упростить и вообще отказаться от направляющих СУЗ. Но желание оста-
лось не исполненным - все не так просто.
Решение вопроса о совершенствовании компенсации реактивности при
выгорании топлива (и соответственно сокращении числа промежуточных ос-
тановок на частичную перегрузку), особенно актуального для длительных
кампаний, облегчается, если внутренний КВа близок к единице. Существуют
в принципе разные возможности для достижения этого: использование гиб-
ридной активной зоны с вставками из необогащенного урана, отказ от слиш-
53

ком большого уплощения. Кардинальным же решением в этом плане мог бы
быть переход на использование металлического топлива. Отметим, кстати,
что при приближении КВа к единице и соответствующем уменьшении потреб-
ности в компенсаторах выгорания, снижается и паразитное поглощение в
них нейтронов.
На первых порах дебатировался вопрос о наиболее целесообразном
размещении приводов СУЗ. Хотелось бы избежать необходимости расцеп-
лять органы СУЗ каждый раз перед началом перегрузки. Лучше всего для
этого было бы расположить приводы снизу. Но, как мы сразу решили, «дыря-
вить» внизу корпус реактора - слишком рискованно. Был другой вариант - ук-
репить сузовские кассеты на подвижных консолях под активной зоной. Пос-
ледние же соединить с двигателями СУЗ на крышке реактора при помощи
длинных боковых штанг, проходящих между экраном и корпусом. Этот вари-
ант довольно серьезно прорабатывался, но оказался все же весьма слож-
ным и ненадежным. От этой затеи пришлось отказаться.
Стоит тут заметить, что нам, физикам, казалось большой проблемой осу-
ществить передачу движения от двигателей СУЗ, находящихся вне корпуса,
к исполнительным органам внутри его. То ли использовать магнитные муфты
• слишком громоздко, то ли применить сальники - не очень надежно, сальники
могут протечь. Частично именно поэтому принимались решения располо-
жить в наших первых экспериментальных реакторах регулирующие органы
снаружи корпуса, благо малые размеры активной зоны это вполне позволя-
ли. Каково же было наше удивление, когда конструкторы предложили оказы-
вается давно известный простой способ - с помощью так называемого «кри-
вого» валика. Он и стал у нас применяться.
Измерение мощности осуществляется с помощью ионизационных камер,
каждая из которых работает на «свой» исполнительный орган. Камер дово-
льно много так, что даже возникают некоторые трудности с их размещением
в ограниченном объеме специально устанавливаемого снаружи корпуса бло-
ка замедлителя. До сих пор не могу понять, почему нельзя это количество
сократить и допустить (в разумных пределах, конечно) совмещение отдель-
ными камерами нескольких функций сразу. Имеет некоторый смысл, как это
отчасти и делается, осуществлять регулирование и по температуре (подо-
греву) натрия, которая вполне адекватно отражает величину мощности реак-
тора, если, конечно, последняя достаточно велика. Эти же датчики могут
быть использованы и для управления вводимой реактивностью с целью
предохранения от температурных ударов при аварийных остановках реакто-
ра.
Чувствительность ионизационных камер, расположенных снаружи корпу-
са, - довольно мала; особенно в случае интегральной компоновки. На БН-600
пришлось специально располагать внутри корпуса объемистый пустой бак •
нечто вроде нейтронопровода к блоку замедлителя с камерами, хотя это и
ухудшает локальные радиационные условия на корпусе. На малых, физичес-
54

ких уровнях мощности, а тем более в глубокой подкритике при перегрузках,
чувствительность камер все равно оказывается слишком слабой. Для улуч-
шения возможностей контроля в подкритике разработаны высокотемпера-
турные камеры деления с компенсацией гамма-фона, которые помещаются в
реактор на время остановки и подъема мощности. Использовался и «сле-
пой» выход на мощность по специально разработанным программам.
3.7. Система перегрузки
Систему перегрузки кассет (активной зоны, экрана, а также СУЗ) условно
можно разбить на три подсистемы: перестановки кассет внутри реактора,
извлечения из реактора и установки в промежуточное хранилище и, наконец,
отмывки и передачи на длительное хранение. Эта же система в обратном
порядке используется и для загрузки свежих кассет. Наведение механизма
перестановки на нужную ячейку производится при помощи концентрически
расположенных поворотных пробок. Зазоры между ними уплотняются не из-
меняющим своего объема при замерзании сплавом олово-висмут. Эта систе-
ма отработана достаточно хорошо и хлопот, за исключением редких случа-
ев, не вызывала. Раз или два отмечалось затруднение с вращением пробок,
связанное, по-видимому, с оседанием паров натрия в зазорах. Пришлось
«разрабатывать» пробки • прокручивать их при повышенной температуре,
после чего нормальное вращение восстанавливалось. Были также некото-
рые сложности с подбором органической жидкости, защищающей поверх-
ность сплава от окисления.
Перегрузочные штанги довольно длинные - порядка 10 м. У нас вначале
были сомнения, удастся ли обеспечить надежное наведение цанговых за-
хватов вслепую на головки нужных кассет. Тем более, что могут иметь место
температурные и другие деформации элементов конструкции. Не уподобит-
ся ли это ловле черной кошки в темной комнате? Было сильное желание ис-
пользовать приборы ультразвукового видения для работы в натрии. Однако
по ряду причин, их не удалось установить. К счастью, сомнения в работоспо-
собности системы оказались напрасными. Надо сказать, к чести наших кон-
структоров, что разработанные ими механизмы работали вполне удовлетво-
рительно и без УЗВ. Удачно, видимо, то, что направляющие самих захватных
штанг при опускании, как бы самоюстируются - фиксируются в нужном поло-
жении, опираясь на головки соседних кассет. Это может предохранить также
и от того, чтобы при подъеме штанги случайно не увлеклись соседние кассе-
ты. Полезную информацию дает регистрация обратной реакции, то есть уси-
лий при извлечении и постановке кассеты в ячейку. На БОР-60, где конструк-
ция механизма перегрузки была другой, произошел один, доставивший мно-
го хлопот случай, когда после завершения перегрузки кассета оказалась на-
половину выдвинутой из активной зоны, а персонал ничего об этом не
знал. При последующем вращении пробок ее начисто «срезало», а головки
55

многих других кассет погнулись. Как потом установили первоначальной при-
чиной явилась большая несоосность перегрузочной штанги с ячейкой, куда
помещалась свежая ТВС. После того, как она была установлена на место и
цанговый захват был раскрыт, из-за несоосности одна из его лапок плотно
прижалась к головке кассеты. При подъеме штанги она и оказалась частично
вытащенной из ячейки. Вот когда можно было пожалеть, что система УЗВ
отсутствует. Полезно после наведения штанги на место отключать фикса-
цию пробок. В этом случае происходит дополнительная юстировка положе-
ния штанги за счет некоторого доворота пробок. Не плохо было бы, если бы
удалось надежно измерять обратную реакцию при вращении пробок. Заме-
тим, что может быть имело смысл использовать принцип, применяемый в
большинстве тепловых реакторов, где цанговые лапки вводятся внутрь кас-
сеты и при захвате раздвигаются. Здесь нет сравнительно легко повреждае-
мых головок. И, кроме того, температурные датчики, если понадобится, мож-
но помещать непосредственно в струях выходящего из ТВС натрия.
Одно время обсуждался вопрос о целесообразности размещения на
штанге устройства типа пантографа - «руки». При этом можно было бы сокра-
тить размеры вращающихся пробок, а то и вообще ограничиться только од-
ной из них. Однако потом решили, что такое устройство будет слишком слож-
ным и недостаточно надежным. Существует опасность, что возникающий при
затрудненном извлечении отдельных ТВС большой изгибающий момент мо-
жет вывести механизм из строя.
После конца кампании отработавшие ТВС перемещаются во внутрикор-
пусное хранилище для первоначальной выдержки, чтобы снизить остаточ-
ное тепловыделение до уровня, приемлемого для проведения последующих
операций. Рассматривались разные варианты размещения этого хранили-
ща, из которых был выбран наиболее простой и очевидный - в кольцевом
пространстве за защитой вокруг экрана на уровне активной зоны. Регламент-
ная длительность хранения в нем равна периоду между двумя последова-
тельными перегрузками активной зоны - микрокампаниями порядка несколь-
ких месяцев. За это время тепловыделение спадает до 10-15 кВт на одну кас-
сету.
Из внутрикорпусного хранилища кассеты на промышленных РБН удаля-
ются с помощью стационарного механизма через проем в верхней части кор-
пуса. Предварительно кассета помещается в пенал с натрием, установлен-
ный на тележке, которая затем движется по наклонным направляющим к про-
ему. Дальше она загружается в промежуточное хранилище с вращающимся
барабаном в баке с натрием или натрий-калием, расположенное непосред-
ственно вблизи реактора. Это позволяет сократить время простоя реактора
при перегрузке. На выгрузку одной кассеты затрачивается примерно 1ч. К
сожалению, на БН-350 промежуточное хранилище оказалось неудачно скон-
струированным и, к тому же, изготовленным с изъянами. Внутри барабана
находился бетон, а его облицовка оказалась неплотной. В результате вскоре
56

продукты взаимодействия сплава натрий-калий с бетоном попали в меха-
низм, осуществляющий вращение, и барабан заклинило. Доступ к хранилищу
был исключен, поскольку в нем уже находились отработавшие ТВС. Персо-
налу станции удалось с честью выйти из этого труднейшего положения. Пос-
ле слива натрий-калия приступили к очистке хранилища от остатков сплава и
продуктов его взаимодействия. Для этого была разработана специальная
методика с использованием водомасляной эмульсии. Поначалу были сомне-
ния в безопасности процесса, поскольку эмульсия оказалась не очень ста-
бильной и в ней через некоторое время начиналось расслоение компонент.
Пришлось регулярно и часто ее заменять, и очистка заняла много времени.
Но все окончилось благополучно. Пришлось далее создавать непредусмот-
ренную проектом трассу для извлекаемых кассет по воздуху через централь-
ный зал. Волновал вопрос, что будет, если ТВС застрянет в пути. Не перегре-
ются ли твэлы? Был проведен большой комплекс расчетных и эксперимен-
тальных исследований, показавших, что опасений не должно быть. Тем не
менее, предусматривалась возможность принудительного обдува кассеты
воздухом в случае необходимости. Неудача на БН-350 нив коей мере не дис-
кредитировала сам принцип промежуточного барабанного хранилища, хотя,
конечно, плохая ремонтоспособность, здесь, как и всего стационарного трак-
та перегрузки, является определенным недостатком. Печальный опыт был
учтен в БН-600, где такое же хранилище, но уже с натрием, не имело замеча-
ний по эксплуатации.
На экспериментальных реакторах кассеты извлекаются с помощью мо-
бильных передвигаемых устройств перегрузки через отверстия в поворот-
ных пробках. В защитном перегрузочном контейнере применяется свинец,
хотя для снижения габаритов и веса лучше было бы использовать не менее
доступный и в принципе совсем недорогой обедненный уран. Такое устрой-
ство обладает лучшей ремонтоспособностью. А корпус реактора при этом
остается симметричным, сплошным и сравнительно малых размеров. Воз-
можно, что для будущих промышленных РБН имеет смысл вернуться к рас-
смотрению такого варианта перегрузки. Тем более, что одно такое перегрузоч-
ное устройство сможет обслуживать несколько реакторных блоков на АЭС.
После окончания выгрузки (при работающем реакторе) кассеты посте-
пенно извлекаются из промежуточного хранилища и передаются на очистку
от остатков натрия с помощью воды-пара. Затем они помещаются в водяной
бассейн на длительное хранение. Изучалась возможность применения для
отмывки тяжелых спиртов. Они не взрывоопасны и реакция их взаимодейст-
вия с натрием идет спокойно. Но все же от этого отказались, поскольку паро-
водяная отмывка уже достаточно хорошо налажена. Конечно, вода в храни-
лище для топлива из РБН - не самая лучшая среда, но другого пока ничего не
придумали.
Для дефектных ТВС пароводяная отмывка не подходит. Как показал
опыт, при взаимодействии пара, а затем и воды с натрием, попавшим внутрь
57

твэла, имеющиеся трещины раскрываются сильнее и содержимое вывали-
вается наружу. В результате происходит сильное радиоактивное загрязне-
ние оборудования и помещений. Нельзя сказать, что технология обращения
с дефектными ТВС до конца отработана. Может быть именно здесь стоит
применить тяжелые спирты. Пока же такие ТВС без отмывки помещаются в
пеналы со свинцом, в которых потом и хранятся. Процедура - довольно слож-
ная. Сравнительно легкие кассеты в тяжелом свинце сноровят» всплыть и их
приходится насильно утапливать. Имело бы смысл рассмотреть возмож-
ность помещения дефектных кассет в герметизируемые пеналы с натрием
или смесью солей, предназначенных для электрохимической переработки
топлива, а может быть и вовсе сухие (после разумной выдержки):
Важная задача - идентификация дефектных ТВС. Были разные идеи как
это делать на работающем реакторе, но ни одна из них не прошла. Един-
ственно, что иногда удается, это определить район, где ее искать, по распре-
делению интенсивности запаздывающих нейтронов между отдельными цир-
куляционными петлями. А с помощью перекомпенсации, то есть движения
регулирующих органов, это практически не получается • слишком слабы эф-
фекты депрессии нейтронного поля. Неплохие результаты дает отбор проб
газа на (неработающем) реакторе с помощью устанавливаемого сверху на
кассету специального отсасывающего устройства. Наибольшая чувстви-
тельность достигается, если удается отдавить натрий в кассете до уровня
ниже активной зоны. Правда, здесь есть риск повреждения твэлов из-за пре-
вышения температуры, если процедура затянется. Специально проведен-
ные эксперименты в горячей камере показали, что уже при нагревании до
900-1000°С в неповрежденных твэлах могут быстро возникать трещины. На-
дежные результаты дают исследования проб газа после извлечения ТВС из
реактора. Но это означает, что для удаления одной дефектной ТВС придется
выполнять много лишних операций, извлекая из подозрительного района все
кассеты подряд.
58

4. СИСТЕМА ТЕПЛОПЕРЕДАЧИ
Речь будет идти только о натриевых контурах. Третий пароводяной кон-
тур не является спецификой РБН и особого смысла в его рассмотрении здесь
нет.
4.1. Технологические свойства и параметры теплоносителя
Натрий обладает превосходными теплофиэическими качествами. По
своим ядерно-физическим свойствам он вполне пригоден к использованию в
РБН. Сечение радиационного захвата - сравнительно небольшое. Лишь в
области 5кэВ имеется довольно сильный резонанс, но в реакторном спектре
таких нейтронов - немного. Равновесная активность сравнительно коротко-
живущего 24Na, обладающего весьма жестким гамма-излучением, в промыш-
ленных реакторах • порядка 10-20 кюри на литр. Конечно, это вызывает неко-
торые затруднения при эксплуатации, но они вполне преодолимы. Равновес-
ная активность долгоживущего и№, образующегося в реакции (п,2п), сос-
тавляет несколько милликюри на литр. С ней приходится считаться при про-
ведении профилактических и ремонтных работ, если теплоноситель не дре-
нируется. В реакции (п,р) образуется также радиоактивный MNe с очень ко-
ротким периодом полураспада - меньше 1мин, который практически не при-
чиняет беспокойств. Приходится учитывать и замедление нейтронов в нат-
рии. Но этот эффект • небольшой, благодаря малой ядерной плотности, и
сравнительно слабой замедляющей способности натрия - длина замедле-
ния для нейтронов спектра деления порядка 50см.
Одно из существенных технологических преимуществ натрия по сравне-
нию с другими теплоносителями, прежде всего, с водой • хорошая совмести-
мость с реакторными материалами, включая топливо, во всем диапазоне
рабочих температур. Правда, есть указания на слабое взаимодействие (рас-
творение или вымывание) выгоревшего оксидного топлива с натрием, кото-
рое может иметь место при высокой температуре и большой теплонапряжен-
ности в дефектных твэлах.
В самом начале работы мы ознакомились с имевшейся тогда опублико-
ванной информацией, в которой указывалось на якобы большую коррозион-
ную активность жидкого натрия. На фотографиях приводились некоторые
результаты экспериментов • устрашающе выглядевшие язвы на поверхности
нержавеющей стали. Нельзя сказать, что у нас зародились какие-либо со-
мнения в целесообразности выбора натрия. Просто решили эти данные под-
вергнуть тщательной экспериментальной проверке. Проведенные у нас ис-
следования, как и весь последующий практический опыт, их полностью опро-
вергли. Сколько-нибудь заметных следов коррозии конструкционных мате-
риалов не было обнаружено. Хотя некоторый очень слабый поверхностный
массоперенос, обнаруживаемый по миграции радиоактивности в первом
59

контуре, имеет место. По-видимому, в тех ранее опубликованных экспери-
ментах использовался далеко не чистый натрий. В публикациях того време-
ни указывалось и на имевшие место при подъеме температуры взрывные
эффекты в натрии (или натрий-калии). Это тоже не подтвердилось. Возмож-
но, что здесь имели дело с наличием перекисных соединений.
А где-то в середине 50-х гг. один весьма видный ученый, физхимик, не-
ожиданно выступил в печати с авторитетным заявлением, что предлагаемые
нами быстрые реакторы в принципе не будут работать из-за полной несов-
местимости натрия, и вообще жидких металлов с конструкционными мате-
риалами. Он выдвинул теорию, так называемого эффекта 'расклинивания",
которая заключалась в том, что жидкий металл, попадая в имеющиеся на по-
верхности микротрещины, за счет капиллярных сил будет вызывать их быст-
рое развитие. Публикация наделала много шума, но мы не стали особенно
беспокоиться. К тому времени у нас уже был вполне положительный опыт
работы натриевых стендов. Специально поставленные в дальнейшем экспе-
рименты подтвердили, что натрий нисколько не ухудшает служебные харак-
теристики испытываемых материалов. Наоборот, были некоторые указания
на то, что прочностные параметры при этом даже несколько улучшаются.
Оптимисты тут же нашли объяснение - натрий, попадая в возникающую тре-
щину, как бы ее блокирует и тем самым препятствует ее дальнейшему рас-
пространению.
Другим немаловажным достоинством натрия является то, что упругость
его насыщенного пара при рабочих температурах очень мала. Как следст-
вие, в контурах и в самом реакторе нет высоких давлений. И еще одно пре-
имущество в сравнении, в данном случае, именно с водой • стабильность
химического состояния. По существу, нет такого понятия, как химия натрие-
вого теплоносителя, в то время как существует химия воды, требующая
очень тщательного регулирования содержания примесей, величины РН. Ос-
новной примесью в натрии являются его окислы, образующиеся за счет пос-
тупления воздуха при перегрузочных и ремонтных работах, а также при появ-
лении неплотностей в парогенераторах и попадании в контур воды. При вза-
имодействии с водой образуются также и гидриды натрия. Нужная кондиция
натрия, как говорится реакторной чистоты, достигается и уверенно поддер-
живается с помощью таких простых устройств, как холодные ловушки. Горя-
чие ловушки, которые поначалу также у нас разрабатывались, так и не пона-
добились. Конечно, все это не означает, что технологические задачи здесь
себя полностью исчерпали. Следует учитывать и потенциальные аварийные
режимы, которые могут неблагоприятно сказываться на состоянии натриево-
го теплоносителя. Надо отрабатывать оптимальные методы для очистки на-
трия от возможно большой примесной радиоактивности, от продуктов разло-
жения попавшего в него масла из насосов.
Технические условия на поставку натрия для РБН не содержат каких-
либо особых требований, затрудняющих или усложняющих его традицион-
60

ное, давно налаженное производство. Для нашего первого реактора БР-5, на
всякий случай, мы проводили очистку поступающего заводского натрия ме-
тодом дистилляции. Впоследствии посчитали это излишним и от нее отказа-
лись. Доставка натрия с завода производилась сперва в бочках, а потом, когда
потребовались сотни тонн его,- в специальных железнодорожных цистернах.
Технологическим недостатком натрия является его высокая химическая
активность по отношению к воде и, в известной степени, к кислороду воздуха,
которая может проявляться в аварийных случаях. При взаимодействии с во-
дой процесс протекает весьма бурно с большим выделением тепла. Горение
же вылившегося натрия происходит спокойно, хотя остановить его совсем не
просто. Удельное тепловыделение при горении натрия - в четыре раза мень-
ше, чем для керосина и в два раза меньше, чем для сухих дров. Опасны в
принципе вторичные последствия - образование гремучей смеси в реакции с
водой и образование летучих аэрозолей при горении натрия.
Хорошие технологические свойства натрия допускают весьма широкий
выбор рабочих параметров теплоносителя. Максимальная температура на-
триевого теплоносителя определяется, прежде всего, требованием обеспе-
чить достаточно длительную работоспособность твэлов. Прочностные ха-
рактеристики аустенитных нержавеющих сталей, используемых для оболо-
чек твэлов, как известно, начинают заметно снижаться при температуре
выше 700-750°С. Поэтому такого порядка температура и принимается в ка-
честве предельной для натрия. Рабочая же (средняя) температура теплоно-
сителя, покидающего реактор, определяется с большим запасом с учетом
значительного разброса за счет статистически случайных и регулярных фак-
торов, о чем говорилось выше. По расчетам при подогреве натрия 200°С этот
запас должен быть примерно 150-200°С. Соответственно верхняя рабочая
температура теплоносителя для первого контура почти во всех промышлен-
ных РБН как у нас, так и за рубежом, устанавливается около 550°С.
Нижняя температура натрия во многом определяется давлением выраба-
тываемого пара. Связь между ними можно продемонстрировать с помощью
известной диаграммы изменения температур натрия и воды-пара по ходу па-
рогенератора, представленной на рис. 3. Горизонтальный участок на нижней
кривой отвечает кипению воды при данном давлении. Если повысить давле-
ние, то кипение начнется при более высокой температуре и горизонтальный
участок приподнимется, как показано на рисунке пунктиром. Но при этом
уменьшится перепад температуры между натрием и водой в зоне начала ки-
пения и снизится, соответственно, интенсивность теплопередачи. Если же
повышать давление и дальше, то обе кривые коснутся, а затем и пересекутся
друг с другом. Это попросту означает, что в стационарном режиме при таких
параметрах парогенератор не сможет работать. Выбранному у нас давле-
нию пара -14 МПа, вполне современному и приемлемому с технологической
точки зрения, ориентировочно отвечает температура натрия на входе в реак-
тор порядка - 370-390°С.
61

4.2. Основные принципы
Принципы проектирования и создания системы теплопередачи в первую
очередь определяются следующими особенностями промышленных реакто-
ров:
• высокая плотность тепловыделения в активной зоне;
• большой подогрев теплоносителя;
• взаимодействие натрия с воздухом или водой в аварийных случаях мо-
жет приобрести опасный характер.
Высокая плотность тепловыделения вызывает необходимость, во избе-
жание разрушения активной зоны, обеспечить надежный теплоотвод из ре-
актора в любых аварийных ситуациях. Если, например, предположить (чисто
гипотетически), что циркуляция теплоносителя внезапно полностью прекра-
тилась, а мощность реактора осталась номинальной, то плавление твэлов
начнется за доли секунды. Поэтому с самого начала для гарантии стреми-
лись разбить циркуляционный контур на достаточно большое количество от-
62
Рис. 3. Ход температур по длине парогенератора: 1 - в натрии; 2 - в воде-паре
Абсолютное давление в натрии задается давлением газа в газовых по-
душках и, прежде всего, над активной зоной, которое лишь не на много, но га-
рантированно, может превышать атмосферное. Максимальное давление в
первом контуре с учетом перепада на активной зоне не превосходит 1 МПа.
Причем наибольшее давление - на входном участке, где температура самая
низкая. Во втором контуре нет таких больших гидравлических сопротивле-
ний, как в первом, и перепад давлений не превосходит 0,3 МПа.
Максимальная скорость натрия внутри активной зоны, как указывалось,
около 10 м/сек. По остальному тракту, где нет таких габаритных ограничений,
как в активной зоне, и допускаются достаточно большие проходные сечения,
скорости натрия на много меньше. Лишь в центробежных насосах локальная
скорость натрия может быть довольно большой.

дельных квазинезависимых петель. При аварийном выходе из строя одной
из них общий расход через активную зону снизится не на много, и опасности
ее разрушения не будет. На нашем первом реакторе БН-350 для работы на
полной мощности было создано пять параллельных петель. А в Великобри-
тании на экспериментальном реакторе ВАК было, как известно, целых 24
петли. Впрочем, объективности ради надо сказать, что мощность отдельной
петли зависит также и от возможности создания насосов достаточной произ-
водительности и некоторых других обстоятельств технического характера. В
дальнейшем все же пришли к выводу, что можно остановиться и на меньшем
числе петель. Ибо, прежде всего, внезапного полного исчезновения циркуля-
ции в принципе не может быть по причине инерции движущихся масс. Даже
при одновременной остановке всех насосов расход будет снижаться посте-
пенно и система аварийной защиты успеет среагировать. Вероятность со-
впадения такой аварии на контуре с полным отказом СУЗ можно практически
исключить, если не учитывать возможных катастрофических внешних при-
чин. Но об этом позже. И, наконец, даже если при этом и СУЗ откажет, то на-
чавшееся повышение температуры благодаря отрицательным реактивност-
ным связям, характерным для РБН, автоматически вызовет стабилизирую-
щее снижение мощности. На реакторе БН-600 - три петли.
Для предотвращения потери теплоносителя в активной зоне корпус реак-
тора и трубопроводы вплоть до отсечной арматуры заключаются в страхо-
вочные кожуха. Они создаются равнопрочными по отношению к основному
оборудованию. При отсутствии высоких давлений в контуре технически это
несложно сделать. Целостность обеих стенок контролируется.
Во всех быстрых реакторах применяется сейчас трехконтурная схема
теплопередачи. Промежуточный контур был введен для страховки от воз-
можных серьезных последствий, поскольку вначале было не ясно, как будут
развиваться события в случае крупной аварии с парогенератором при двух-
контурной схеме. Были следующие опасения:
• попадание воды (водорода) в активную зону может вызвать недопусти-
мое изменение реактивности;
• может быть выброшено в атмосферу значительное количество радиоак-
тивных продуктов взаимодействия натрия с водой.
Теперь многое прояснилось. Таких серьезных опасений, как раньше, по
крайней мере, у автора этих строк, - нет. Но время принимать решение об от-
казе от промежуточного контура еще не наступило. Об этом - несколько поз-
же.
Остаточное тепловыделение, которое необходимо гарантированно отво-
дить при аварийной остановке реактора, определяется суммой двух компо-
нент:
• нейтронной, за счет испускания запаздывающих нейтронов и их размно-
жения в сделавшемся подкритическим реакторе;
• радиоактивной, за счет радиоактивного распада осколков.
63

Сразу же после ввода кассет аварийной защиты в активную зону (полага-
ем, что они вводятся достаточно быстро) мощность нейтронной компоненты
составляет: 100/A + Дк/р) процентов от номинала, где р -доля запаздываю-
щих нейтронов. Эффективность кассет СУЗ из-за ограниченности доступно-
го объема в активной зоне и отсутствия сильных поглотителей быстрых ней-
тронов не может быть очень большой. Полная вводимая при срабатывании
аварийной защиты реактивность в наших промышленных РБН составляет
примерно 3%. Надо учитывать и возможность отказа части каналов аварий-
ной защиты. Для консервативной оценки примем, что будет действовать
только половина каналов. Тогда в первый момент после остановки нейтрон-
ная компонента будет составлять:
• для реактора на плутонии -15%;
• для реактора на уране-235 • 30%.
Далее она должна спадать в соответствии с вкладом отдельных групп
запаздывающих нейтронов. Нейтронная компонента действует в течение
примерно одной минуты после остановки.
Мощность радиоактивной компоненты в первый момент равна около 7% от
номинала. Через сутки она составляет несколько менее 1%. И далее спадает
довольно медленно. Скорость спада зависит от предыстории, то есть от пре-
дыдущих энергетических режимов. Если реактор работал в номинальном ре-
жиме достаточно долго, то для ориентировочной оценки можно считать, что
мощность радиоактивной компоненты спадает обратно пропорционально кор-
ню пятой степени от времени, прошедшего после остановки. Это получается
по очень старой, весьма приближенной формуле Катерины Вей. При желании,
конечно, можно воспользоваться более точными современными данными.
Аварийное расхолаживание, если сохраняется внешнее энергоснабже-
ние, производится по соответствующему регламенту с использованием ос-
тавшихся в работе штатных каналов теплопередачи. При нарушении энер-
госнабжения необходимое интенсивное расхолаживание в течение первого
периода, пока действует нейтронная компонента, может осуществляться
пассивным образом за счет инерционных сил в самих контурах • в первую
очередь, благодаря выбегам насосов. Инерционность потока натрия дает
лишь небольшой вклад. Рассматривалась возможность усиления интенсив-
ности пассивного расхолаживания с помощью установки специальных махо-
виков в насосах или в питающих преобразовательных устройствах. Однако
пока для существующих РБН это не понадобилось. В принципе, возможно и
использование выбега турбогенераторов.
Дальнейшее расхолаживание после затухания нейтронной компоненты,
в принципе, могло бы осуществляться наиболее надежным пассивным спо-
собом - за счет естественной циркуляции во всех контурах. Однако в сущес-
твующих РБН это пока не удается полностью обеспечить. Поэтому на случай
полного исчезновения электропитания для них предусмотрено использова-
ние резервных дизельгенераторов.
64

При аварийном расхолаживании могут быть опасны не только большие
перегревы, но и сильные переохлаждения активной зоны. При перегреве,
если интенсивности теплоотвода не хватает, могут разрушиться твэлы. Пе-
реохлаждение, когда съем тепла превышает остаточное тепловыделение,
нежелательно по причинам не столь явно угрожающим, но все Же существен-
ным. Во-первых, при быстром переохлаждении могут иметь место опасные
термоудары. Такая задача применительно к твэлам решалась автором этих
строк довольно давно. Было показано, что перепад температуры на оболоч-
ках твэлов при любом резком снижении мощности с сохранением расхода
теплоносителя не может возрастать. Поэтому следует считать, что для твэ-
лов они не очень опасны. Хотя все же если распределение температуры по
толщине оболочки окажется существенно нелинейным, то термические на-
пряжения на ее внешней поверхности могут и несколько возрасти. Но на це-
лостность узлов оборудования и самого контура термоудары могут сказаться
самым серьезным образом. На реакторе БОР-60, например, был случай, ког-
да волна термоудара дойдя до третьего пароводяного контура, вызвала
кратковременное раскрытие хорошо затянутого фланцевого соединения на
трубопроводе. Бокс мгновенно заполнился паром так, что сработала пожар-
ная (дымовая) сигнализация. После прохождения термоудара все снова ста-
ло на место и никаких неплотностей в контуре, как ни старались, обнаружить
не удалось. А ведь могло быть и хуже!
Во-вторых, из-за переохлаждения может нарушиться естественная цир-
куляция теплоносителя. Напор естественной циркуляции существует всегда,
когда есть разница в температурах между подъемным и опускным участками
контура. Однако при работающем реакторе вклад естественной циркуляции
ничтожен по сравнению с номинальным расходом. При остановке реактора
по мере снижения принудительного расхода относительный (да и абсолют-
ный, поскольку сопротивление контура снижается) вклад естественной цир-
куляции возрастает. Если же происходит переохлаждение контура, то рас-
ход естественной циркуляции может снизиться почти до нуля. Потом до того
как он восстановится, то есть пока не заполнится теплым натрием подъем-
ный участок, может произойти недопустимый перегрев активной зоны. Сле-
дует также учесть, что условия развития естественной циркуляции опреде-
ляются не просто превышением холодильника над нагревателем (этим зада-
ется стационарный режим), но и трассировкой контура, отсутствием в нем на
горячей стороне дополнительных опускных и подъемных участков. При пос-
тепенном продвижении теплого фронта на таком опускном участке вниз бу-
дет соответственно все сильнее уравновешиваться нагретый столб жидкос-
ти над активной зоной и напор естественной циркуляции будет ослабевать.
И, если опускной участок заходит достаточно глубоко - ниже уровня активной
зоны, то естественная циркуляции вообще не сможет восстановиться, как бы
высоко не находился холодильник. На наших первых исследовательских ре-
акторах петли для термической самокомпенсации трубопроводов по услови-
65

ям компоновки располагались в вертикальной плоскости, что затрудняло
развитие естественной циркуляции. Еще одним недостатком подобных ком-
пенсационных петель, кстати, является необходимость снабжать их допол-
нительными дренажными каналами.
Хорошо, если в начальный период расхолаживания, во всяком случае на
время действия нейтронной компоненты, отвод тепла примерно соответ-
ствует остаточной мощности. Тогда температура на выходе сохраняется
приблизительно постоянной и ни термоударов, ни снижения напора естес-
твенной циркуляции не происходит. Если же, представим себе такой случай,
после отключения насосов расход теплоносителя спадает слишком медлен-
но, то можно в принципе, и уменьшить скорость снижения мощности. Для это-
го требуется вводить отрицательную реактивность не сразу максимально
быстро, а постепенно по некоторой заданной программе. На реакторе" БОР-
60 удалось подобрать режим, при котором имеет место соответствие между
спадающим расходом теплоносителя и уменьшающейся после введения,
так называемой,медленной, аварийной защиты,мощностью. Самое лучшее
было бы осуществлять ввод этой реактивности в соответствии с показания-
ми термопар, измеряющих подогрев теплоносителя.
При длительном расхолаживании с помощью естественной циркуляции
подогрев теплоносителя примерно обратно пропорционален времени после
остановки реактора в степени 2/15 (см. прилож. 3). Естественно, нужно обес-
печивать подачу расхолаживающей воды в третьем контуре на весь период
аварийной остановки. Для подстраховки можно создавать и дополнитель-
ные каналы теплопередачи непосредственно в атмосферу.
Чтобы предохранить натрий от замораживания используется электро-
обогрев. Вначале рассматривался и вариант обдува всех контуров горячим
воздухом. Однако проработки тогда показали, что это слишком сложно и от
него отказались. Сам же реактор обогревается горячим воздухом, подавае-
мым в зазор между корпусом и кожухом, а перед первоначальным заполнени-
ем натрием и внутрь его. Впрочем, после запуска реактора обогрев не очень-
то и нужен. Разве только после дренажа натрия или при проведении дли-
тельных ремонтных работ. На остановленном реакторе теплоноситель до-
статочно хорошо разогревается за счет остаточного тепловыделения. В
принципе, для поддержания его в разогретом состоянии хватает и рассеива-
емой мощности от работающих (даже на сниженных оборотах) центробеж-
ных насосов. Для промышленных РБН система электрообогрева становится
весьма громоздкой и обременительной. На БН-600, например, имеется око-
ло 2000(!) отдельных зон обогрева с независимым автоматическим регули-
рованием температуры в каждой из них. На малодоступных участках (в пер-
вом контуре) монтируются также и резервные нагреватели. Общая мощность
электрообогрева на БН-600 составляет 25МВт.
Возможность замораживания натрия представляет собой определенные
технологические преимущества. В частности, это позволяет изолировать -
66

надежно отсекать необходимые участки контура при проведении ремонтных
работ. Для страховки, в дополнение к не всегда достаточно надежной арма-
туре, замораживание применяется и на дренажных трубопроводах. Хотя, это
может и противоречить требованию экстренного дренажа натрия в аварий-
ных случаях. Важно, чтобы размораживание, когда это необходимо, осу-
ществлялось достаточно аккуратно, с постепенным перемещением фронта
плавления. Иначе за счет изменения объема натрия при плавлении трубо-
проводы могут дать трещины. Однажды так и произошло на одной из вспомо-
гательных систем на БР-5. Натрий стал вытекать и возник небольшой пожар.
Натриевые контуры, в отличие от водяных, технологически герметичны.
Здесь не требуется никаких профилактических сдувок. В целях дополнитель-
ной гарантии от утечки теплоносителя, разъемные фланцевые соединения
обычно снабжаются еще и сварными усиковыми швами.
Сборка и сварка трубопроводов и контурного оборудования при монтаже
реактора всегда велись в достаточно чистых условиях при соблюдении стро-
гой технологической дисциплины. Тем не менее обсуждался вопрос о целе-
сообразности для большей гарантии перед заполнением натрием предвари-
тельно промывать контура. От предлагаемого для этой цели спирта отказа-
лись. Побоялись пожара в случае, если возникнут протечки. Однако на реак-
торе БН-350 решили осуществить промывку тем же натрием. Имитаторы
ТВС, которые перед физическим пуском помещаются в реактор, были снаб-
жены специальными улавливающими сетками. Перед тем как приступить к их
замене на настоящие ТВС, натрий в течение нескольких дней прогонялся по
контуру. Потом, когда выгрузили имитаторы, каких-либо посторонних частиц
в сетках не было обнаружено. На БОР-60 проводилась аналогичная предпус-
ковая промывка контуров натрием с использованием сетчатых фильтров,
помещаемых на место выемных частей арматуры. Здесь также не было най-
дено ничего постороннего. На БН-600 такой промывки уже не делали.
В завершение этого параграфа стоит упомянуть об одной случившейся
несколько лет тому назад курьезной истории. Появилась работа, в которой
доказывалось, что высокая электропроводность жидкого натрия может сыг-
рать роковую роль в его гидродинамическом поведении. Речь шла о возник-
новении в движущемся натрии блуждающих токов, связанных с гидродина-
мическими вихрями, магнитное поле которых, взаимодействуя с магнитным
полем Земли, якобы, может вызвать сильное торможение потока. Эффект су-
щественно зависит от геометрии и, по оценкам авторов, а это были титуло-
ванные ученые, может катастрофически проявиться на реакторах масштаба
БН-600 и выше (БН-350 в то время уже успешно работал), и привести к пол-
ной их неработоспособности. Такое предупреждение было высказано в наш
адрес, а также направлено во Францию, где сооружался Суперфеникс. На не-
которых наших чиновников, да и не только на них, это произвело определен-
ное впечатление. Стали поговаривать даже о необходимости изменения кон-
струкции БН-600 (а его монтаж уже был не очень далек от завершения), ус-
67

тройстве внутри корпуса дополнительных продольных перегородок так, что-
бы исключить возможность образования крупных вихрей. Мы же, в Обнинске,
полагая, что магнитное поле Земли слишком слабо, чтобы вызвать такие
эффекты, отнеслись к этому скептически и не стали беспокоиться. Во Фран-
ции же, видимо, посчитали, что эта идея исходит от нас. Во всяком случае на
очередной совместной встрече на нас посыпался град вопросов. Пришлось
доказывать, что мы здесь ни при чем и объяснять свою позицию. Французс-
кие коллеги с ней согласились и больше к этому мы не возвращались. Тем не
менее, нашлись любопытствующие энтузиасты среди персонала БН-600.
Они установили необходимую аппаратуру и провели детальные исследова-
ния магнитного поля в разных местах на корпусе реактора. Как и следовало
ожидать, были обнаружены очень слабые поля, величина которых изменя-
лась в зависимости от расхода теплоносителя. О каком-либо влиянии их на
гидродинамику натрия не могло быть и речи.
4.3. Оборудование
Приходится только удивляться тому, как быстро была создана и освоена
совершенно новая технология использования расплавленного натрия в ка-
честве теплоносителя для промышленных установок. Какую высокую сте-
пень надежности показало современного масштаба оборудование натрие-
вых контуров! Несомненно, этому способствовали высокие технологические
качества натрия, о которых говорилось выше. Достаточно для сопоставле-
ния напомнить, что уже давно разрабатывавшийся бинарный цикл так и не
вышел на масштабный промышленный уровень. Из всего натриевого обору-
дования определенные трудности вызывали практически только парогене-
раторы. И то не столько из-за натрия, сколько из-за воды.
Одним из вопросов, который пришлось решать в первую очередь, был
выбор материала для натриевых контуров и для всего оборудования, рабо-
тающего в натрии. Рабочие температуры - сравнительно высокие, поэтому
несколько с перестраховкой, было принято решение об использовании и
здесь жаропрочной аустенитной стали. Однако уже тогда было известно, что
хорошо доступная и широко применяемая у нас сталь ЭЯ1Т (Х18Н9Т) в диа-
пазоне желаемых температур склонна к растрескиванию в околошовной
зоне. По-видимому, это связано с повышенным содержанием а-фазы, обра-
зующейся при сварке. Заметим, что проводящаяся после монтажа трубопро-
водов термообработка сварных швов может снять лишь создающиеся там
напряжения, но практически не изменяет структуру материала. Учитывая
всю важность задачи, поручения для разработки более подходящей стали на
конкурсной основе были одновременно выданы двум разным материаловед-
ческим организациям - московской и ленинградской. Обе организации успеш-
но справились с заданием. Ленинградцы предложили практически ту же
сталь Х18Н9, но без присадки титана, москвичи - более многокомпонентную
68

сталь с молибденом. Экспериментально была подтверждена пригодность
как той, так и другой стали. И нам, физикам, предстоял мучительный выбор в
условиях, когда для этого нет какого-либо решающего критерия. В конце кон-
цов остановились на ленинградской беститанистой стали. Она - попроще и
близка к хорошо освоенной ЭЯ1 Т. Кроме того, с ленинградской организацией
у нас еще раньше было налажено хорошее деловое взаимодействие. Было
жалко москвичей, положивших много труда и энергии, и также успешно ре-
шивших задачу, но оказавшихся не у дел. После этого мы старались не выда-
вать параллельных заданий, какими бы важными и ответственными они не
казались. Лучше давать работу одной организации, а второй, если это воз-
можно, поручать детальную экспертизу.
Еще один вопрос, который решался уже не столь драматично, был связан
с выбором нейтрального газа для газовых подушек в натриевых контурах.
Было только два претендента на эту роль - азот и аргон. Азот - более досту-
пен, но мы опасались, что при длительной эксплуатации может произойти
глубокая нитридизация материалов и, как результат, серьезное их охрупчи-
вание. Поэтому остановились на безопасном в этом отношении аргоне. Бла-
годаря своей высокой плотности, он способен к тому же удерживаться на от-
крытой горячей поверхности натрия, преграждая тем самым доступ к ней кис-
лорода, что полезно при ремонтных и других работах. Однако при необходи-
мости заменять большие объемы защитного газа целесообразно прибегать к
временному использованию азота. Перед первичным заполнением контура
теплоносителем, как правило, в него предварительно подавался азот, кото-
рый затем после закачивания натрия, заменялся аргоном.
Главные циркуляционные насосы в промышленных РБН - механические
центробежные по одному на каждую петлю. На БН-350 используются насосы
консольного типа с одним лишь верхним подшипником. Они проработали
нормально десятки тысяч часов, многократно превысив первоначально уста-
новленный ресурс. Однако на импеллерах, там, где скорости натрия особен-
но высоки и возможны кавитационные явления, все же имели место эрозион-
ные эффекты. Насос консольного типа снабжается специальной, требующей
дополнительного внимания системой для слива натрия, при изменении уров-
ня в нем в переходных режимах. Когда началось проектирование БН-600, мы,
физики, исходя из общей тенденции к упрощению, посчитали, что есть смысл
отказаться от этой системы. Но длина вала, с учетом изменения уровня при
запуске (и остановке) в этом случае должна существенно увеличиться, и на
консоль здесь будет слишком большая нагрузка. Это значит, что обязательно
нужно иметь еще и нижний, находящийся в натрии гидростатический под-
шипник. К тому времени был зарубежный, достаточно положительный опыт
работы насосов с гидростатическим подшипником и мы предложили разра-
ботать такие же и у нас. Конструкторы на первых порах не восприняли эту
идею, сомневаясь в том, что подшипники в натрии будут надежно работать.
После долгих споров, по-нашему настоянию были проведены стендовые ис-
69

пытания, которые дали положительные результаты. Конструкторам приш-
лось согласиться с нами. Разработанные ими же высокопроизводительные
насосы с нижним гидростатическим подшипником в эксплуатации показали
себя хорошо. Единственный недостаток, присущий всем механическим насо-
сам вообще и проявляющийся, впрочем, крайне редко, - это аварийный заб-
рос масла в контур.
Насосы БН-600 были созданы в расчете на плавное регулирование и точ-
ное поддержание заданного числа оборотов. В принципе это представляет
определенные удобства в эксплуатации. Однако система регулирования по-
лучилась весьма громоздкой и сложной. Она заняла значительную часть цен-
трального зала реактора и требует необходимого ухода за собой. Кроме
того, как оказалось, поддержание заданной скорости вращения осуществля-
ется подачей регулярных нагрузочных импульсов заметной величины, что в
конце концов привело к появлению усталостных трещин на валу в районе
соединительной муфты. Пришлось ремонтировать и усиливать этот узел.
Вообще говоря, регулирование числа оборотов, то есть установление расхо-
да теплоносителя в соответствии с мощностью для поддержания номиналь-
ных температурных параметров, нужно лишь при неполных нагрузках. Одна-
ко РБН рассчитываются на работу в базовом режиме, поэтому нет большой
необходимости в плавном регулировании числа оборотов. Оно может быть
полезным лишь в переходных режимах, но совсем не обязательным. По мне-
нию автора этих строк - от него вполне можно отказаться. Работает же нор-
мально БН-350, где вообще нет плавного регулирования оборотов насосов, и
можно только дискретно - в четыре раза, уменьшать скорость их вращения
при переходе в режим расхолаживания реактора.
На экспериментальных реакторах, а также на вспомогательных контурах
промышленных РБН, применяются и электромагнитные насосы. В них нет
масла и опасность его попадания в контур тем самым полностью исключает-
ся. Они не требуют и такого обслуживания - профилактики, ревизии, как меха-
нические. Но создание электромагнитных насосов для основных циркуляци-
онных контуров промышленных РБН высокой производительности и боль-
шого напора сравнительно сложная задача. Представляется, что нужно, бе-
зусловно, обеспечить охлаждение насоса не водой, а воздухом, а лучше все-
го тем же самым, протекающим через него натрием. Величина КПД у электро-
магнитных насосов примерно в два раза хуже, чем у механических. Следует,
правда, учесть, что выделяющееся в них тепло в основном уходит на подо-
грев теплоносителя. Это означает, что примерно 40% затраченной энергии
(что соответствует КПД блока) снова отдается в сеть.
Промежуточные теплообменники на наших РБН проектировались в раз-
личных организациях и конструктивно весьма различаются между собой. Но
все они работают удовлетворительно без каких-либо особых замечаний.
Здесь, если можно так выразиться, имеется более широкий диапазон доступ-
ных возможностей для проектирования по сравнению с парогенераторами.
70

Подтверждается тезис о том, что в парогенераторах основная вина за все не-
приятности ложится на воду. Однако следует напомнить, что на французском
реакторе Феникс, как известно, все же были трудности с теплообменниками
из-за не совсем удачных конструкторских решений.
Запирающая арматура применяется, как правило, типа "шар по конусу*.
Для изоляции от внешней среды используется как сильфонное, так и замер-
зающее уплотнение штока. Вентили с сильфонным уплотнением обладают
сравнительно большими габаритами, ибо длина сильфонной части должна
быть существенно больше хода штока. Некоторым недостатком вентилей с
замерзающим уплотнением является необходимость организации гаранти-
рованного охлаждения, что приводит к дополнительному усложнению. Армату-
ра с замерзающим уплотнением обычно используется на натриевых стендах.
На реакторах предпочтительнее иметь вентили с сильфонным уплотнением.
В принципе арматура работает нормально. Но бывает, что по прошествии
некоторого времени расход не удается уже полностью перекрывать. Неболь-
шая внутренняя протечка остается. Возможно это связано с большими изме-
нениями температуры в нестационарных режимах, вызывающими заметные
напряжения в конструкции. Если при этом нагрузка на прилегающие друг к
другу запирающие поверхности выходит за пределы упругости, то происхо-
дит пластическая деформация и их геометрическая правильность, подогнан-
ность нарушается. Если это так, то следует вводить дополнительные упругие
элементы в кинематический механизм, управляющий движением штока. На
главных трубопроводах второго контура нет необходимости в установке за-
пирающей арматуры. Обсуждалась даже возможность отказа от нее и на
первом контуре, но пришли к выводу, что на это идти нельзя.
Определенные сложности возникли с разработкой обратных клапанов,
устанавливаемых с напорной стороны насосов первого контура. Они должны
автоматически блокировать обратный поток натрия при остановке насоса
данной петли. При большом диаметре главных трубопроводов тарелка кла-
пана оказалась настолько тяжелой, что напор естественной циркуляции в
режиме расхолаживания не в силах был ее приподнять. Тогда было принято,
поначалу казалось, «мудрое» решение • сделать так, чтобы клапан, когда
расхода нет, оставался приоткрытым. Для этого седловой срез сделали не-
много наклонным и тарелка, находящаяся в вертикальном положении, его не
касалась. Препятствие к естественной циркуляции, таким образом, исчезло.
В случае же остановки насоса напор, создаваемый оставшимися в работе
насосами, должен прижимать тарелку к седлу и, тем самым, блокировать
развитие обратного расхода. Все - вроде хорошо. Эти обратные клапаны
были установлены на БН-350. И тут вдруг выявилось одно очень неприятное
обстоятельство. Перед тем как такому клапану закрыться, некоторый обрат-
ный расход все же успевает развиться. И поскольку общая масса движущего-
ся в контуре натрия - большая, при закрытии клапана возникает сильнейший
гидравлический удар. Наблюдавшиеся гидроудары были настолько интен-
71

сивными, что стали опасаться за целостность контура. Тогда решили вер-
нуться к нормальным, то есть без наклона седлового среза, обратным клапа-
нам, но с принудительным открытием небольшого сечения, когда это необхо-
димо для пропуска расхода естественной циркуляции. Жалко, что пришлось
отказаться от полностью пассивного принципа действия. На будущее есть
смысл рассмотреть все же возможность улучшить конструкцию клапана, ос-
таваясь в рамках его пассивного действия. Можно, например, иметь доволь-
но легкую тарелку, если сделать ее полой (нечто вроде поплавка, но только
еще не всплывающего). Тогда ее вес (в натрии) будет достаточно малым и
она сможет приподниматься под напором естественной циркуляции. Кон-
струкция, естественно, должна исключать возможность возникновения виб-
раций тарелки клапана при рабочих расходах теплоносителя.
Холодные ловушки хорошо отработаны и не вызывают беспокойств. В
принципе можно еще обсуждать пути дальнейшего повышения их эффектив-
ности, варьируя геометрию отдельных элементов. Но это уже не так и важно.
Ловушки охлаждаются натрий-калием или, что не очень желательно из об-
щих соображений, водой. Наиболее технологично и безопасно охлаждать
ловушку воздухом, но это несложно осуществить только, если расход натрия
через нее не очень большой. Конечно, можно для снижения количества отво-
димого тепла увеличивать размер рекуперативной части. Теоретически рас-
суждая, в идеале теплоотвод от ловушки должен соответствовать лишь ми-
зерному выделению энергии при кристаллизации окислов, но практически до
этого весьма далеко. Оптимальный режим работы ловушек (температура
холодильника - расход теплоносителя) определяется содержанием окислов
в поступающем натрии. Для более полного использования объема ловушек
успешно применяется разработанная обнинскими специалистами методика
перекристаллизации осадка. Это - требующая большого внимания операция,
с пропусканием через ловушку водорода при повышенной температуре. В
результате образуется более компактный осадок. Обсуждался и вопрос о
целесообразности регенерации ловушек, накопивших достаточно большое
количество окислов. Предполагалось удалять эти окислы в другую емкость,
отправляемую затем на захоронение. Однако все же не ясно, стоит ли этим
вообще заниматься. Все равно, как представляется та, другая емкость долж-
на представлять собой нечто вроде холодной ловушки. Не лучше ли просто
заменять отслужившую свой срок штатную ловушку (вероятно, без рекупера-
тора) и ее удалять на захоронение?
Остановимся теперь на вопросе об использовании сильфонов для ком-
пенсации термических деформаций в натриевых контурах. С самого начала
речь шла о наиболее, на наш взгляд, надежных многослойных сильфонах,
достаточно гибких и податливых, в которых, что весьма важно, появившаяся
трещинка в одном из слоев, не будет свободно распространяться на всю тол-
щину стенки. Применению сильфонов в принципе способствуют благоприят-
ные для этого условия в РБН, а именно, весьма низкие внутренние давления,
72

причем на наиболее горячих выходных участках давление практически вооб-
ще отсутствует.
Для экспериментальных реакторов малого масштаба и с сравнительно
невысокими рабочими температурами компенсация термических деформа-
ций не представляет проблемы. Этот вопрос мог решаться за счет самоком-
пенсации, то есть с помощью компенсационных петель на трубопроводах. Но
уже на БОР-60, где имеются участки с довольно высокими температурами
представлялось целесообразным прибегнуть и к использованию сильфонов.
Главный конструктор этого реактора (ОКБ Гидропресс) без колебаний пошел
на применение сильфонов.
При заказе сильфонов для БОР-60 произошла довольно поучительная
история. Задание на разработку и поставку сильфонов было выдано специа-
лизированной организации - комплексному институту, который потребовал
больших средств, с чем мы были вынуждены согласиться, и длительных сро-
ков на исполнение, которые нас мало устраивали. Тогда, для подстраховки,
без особой надежды на успех, мы обратились непосредственно на один из
заводов, где в числе прочего могли выпускать и сильфоны. К величайшему
удивлению очень быстро и до смешного дешево сильфоны были там изго-
товлены. Правда, заготовки для них были не из сплошных обечаек, а из свар-
ных, приготовленных из тонких листов. Зато они состояли из целых семи сло-
ев. А заказанные сильфоны должны были быть всего лишь двухслойными.
Главный конструктор настороженно отнесся к сварным сильфонам и провел
с ними жесткие стендовые испытания. В результате оказалось, что в одном
из сильфонов после примерно 100 тыс. циклов на растяжение (или на изгиб)
появилась небольшая еле улавливаемая неплотность. На этом основании
конструкторы потребовали забраковать всю партию. Мы же считали, что ис-
пытания были слишком жесткими - реально количество циклов будет на
порядки меньше и, если и появится такая неплотность, то ничего страшного
не произойдет. Большой протечки не будет. А скорее всего отверстие забьет-
ся окислами подобно тому, как это было на воздушных теплообменниках
БР-5. Под нашу ответственность эти сильфоны были установлены на
БОР-60. Все было нормально и вскоре о них забыли. Вспомнили только при-
мерно через два года после пуска реактора, когда все же поступили те, пер-
воначально заказанные «золотые» сильфоны. Кое-кто предлагал произвес-
ти замену ранее установленных сильфонов на новые. Но автор этих строк,
который тогда имел достаточные полномочия на локальном уровне, не дал
на это санкции. Зачем это делать, если старые сильфоны работают нормаль-
но, без замечаний? Первый опыт применения сильфонов на натриевых кон-
турах оказался вполне удачным.
В случае промышленных реакторов, где трубопроводы - значительно тол-
ще, использование принципа самокомпенсации приводит к излишне боль-
шой протяженности контуров. Это отчасти и было продемонстрировано на
БН-350, при проектировании которого вопрос о сильфонах еще не поднимал-
73

ся. Впрочем, справедливости ради нужно отметить, что во втором контуре
длина трубопроводов в значительной степени определяется и условиями
компоновки парогенераторных отсеков.
Напомним, что когда начиналось проектирование БН-600 предполага-
лось, что можно будет взять за основу проект БН-350 и просто форсировать
его. Однако вскоре стало ясно, что просто так не получается. Здесь и трубо-
проводы потолще и температуры повыше. Самокомпенсация, если из нее ис-
ходить, раздувает габариты до несуразности. Тогда мы, физики, заговорили
о сильфонах. К сожалению, главный конструктор БН-600 (ОКБМ) с нами не
согласился, хотя уже и был положительный опыт на этот счет на БОР-60. Мы
предлагали также попробовать разместить такие обычно строго фиксиро-
ванные узлы, как насосы и теплообменники, на податливых опорах (с демп-
фирующими устройствами), чтобы дополнительно облегчить проблему ком-
пенсации трубопроводов. Однако главный конструктор полагал, что решение
надо искать на другом пути - всемерно сокращать расстояние между фикси-
рованными узлами, по крайней мере, в первом контуре. Нам пришлось с этим
согласиться. Вначале прорабатывались некоторые промежуточные гибрид-
ные варианты с размещением внутри корпуса только теплообменников, но в
конце концов остановились на классическом интегральном варианте компо-
новки оборудования. Может быть здесь сказалось и то, что интегральная
компоновка для промышленных РБН уже с успехом использовалась за рубе-
жом - в Фениксе и ЗАК. Таким образом, проект БН-600 оказался в корне отлич-
ным от БН-350.
В заключение этого параграфа - несколько слов о сравнении петлевой и
интегральной компоновок оборудования. Каждый из вариантов компоновки
имеет свои достоинства и недостатки. Преимуществом интегрального вари-
анта является его компактность. Радиоактивный натрий в основном сосредо-
точен внутри достаточно прочного, заключенного в страховочный кожух, кор-
пуса. Утечка радиоактивного натрия наружу, а тем более осушение активной
зоны, практически исключена. Однако все же некоторые вспомогательные
системы первого контура, например, очистки натрия, могут и выходить за
пределы корпуса. Большой объем натрия первого контура вместе с внутри-
корпусным оборудованием, обладая значительной теплоемкостью, способ-
ствует смягчению аварийных процессов в экстремальных случаях. Стенки
корпуса отстоят довольно далеко от активной зоны, что почти снимает угрозу
их радиационного повреждения. Однако радиационное воздействие на эле-
менты оборудования может быть более заметным, чем в петлевом варианте.
К недостаткам интегральной компоновки следует отнести сложность кон-
струкции, плохую ремонтоспособность, а также проблему теплоизоляции
трубопроводов там, где существует большой перепад температуры на их
стенках.
Преимущества петлевой компоновки - простота конструкции, хорошая
ремонтоспособность. В петлевом варианте могут лучше реализовываться
74

условия для естественной циркуляции. Можно, наконец, рассчитывать на
транспортабельность корпуса и, следовательно, на его комплектное изготов-
ление в заводских условиях. Общее количество натрия в первом контуре -
такого же порядка, как и в интегральном варианте. Соответственно и смягча-
ющее влияние теплоемкости всей системы на переходные процессы о ава-
рийных режимах примерно одинаково. Сравнительно большая протяжен-
ность и разветвленность первого контура теоретически означает несколько
большую вероятность протечки радиоактивного натрия. Однако, если и там,
и там она очень мала, то это уже не так и важно. Вопрос термической компен-
сации трубопроводов можно считать не существенным, если ориентировать-
ся на применение сильфонов. Известно, что промышленность ныне в состо-
янии выпускать сильфоны вполне пригодные для РБН в нужном ассортимен-
те. И еще одно потенциальное преимущество петлевого варианта - можно
будет переходить, когда это будет сочтено возможным, к двухконтурной схе-
ме без коренной переделки проекта. Как указывалось, опыт эксплуатации не
выявил преимуществ того ипи иного варианта. На БН-350 считают, что пет-
левая компоновка, безусловно, лучше. На БН-600 однозначно предпочитают
интегральную компоновку. Замечу, что когда-то автор этих строк без энтузи-
азма воспринимал предложения об интегральной компоновке, считая ее бо-
лее сложной, а потому и менее надежной, чем петлевая. Теперь, следует
признать, если и существует какое-либо принципиальное различие в надеж-
ности обеих компоновок, то оно слишком незначительно, чтобы проявиться в
истекшем периоде. Статистика, как говорится, еще недостаточна для того,
чтобы эксплуатационные показатели могли повлиять на выбор. Единствен-
ный вывод, который можно сделать на основании полученных до сих пор ре-
зультатов, это то, что, несмотря на преимущественную популярность ныне
интегральной компоновки и ее доказанные практикой несомненные достоин-
ства, петлевой вариант не надо полностью сбрасывать со счетов и его стоит
при разработке проектов будущих реакторов все же иметь в виду.
4.4. Парогенераторы
Парогенератор являет собой, пожалуй, самое слабое звено реакторной
системы в целом. Но. отнюдь, не «ахиллесову пяту», как кто-нибудь может
подумать! Если обратиться к мировому опыту, то всего лишь один быстрый
реактор - «Энрико Ферми» в США был закрыт в связи с неполадками в паро-
генераторах и то это было далеко не единственной причиной. В наших про-
мышленных реакторах используются парогенераторы разного типа и раз-
личной конструкции: на БН-350 • с естественной циркуляцией, на БН-600 -
прямоточные. И не в пример теплообменникам, все они причиняли немало
хлопот. Они выходили из строя не так часто, как. скажем, появлялись неплот-
ности в твэлах. Дело совсем не в количестве случаев, а в скорости развития
аварийного процесса. Неплотности в твэлах, если и развиваются, то весьма
75

медленно и работа реактора с дефектными твэлами допускается довольно
долго - недели, а то и месяцы, вплоть до остановки на очередную перегрузку.
А протечки в трубках парогенератора увеличиваются очень быстро, в считан-
ные минуты достигая недопустимых размеров и вызывая необходимость не-
медленной остановки реактора или, по крайней мере, отключения аварийной
петли.
Взаимодействие воды с натрием, происходящее при протечках в трубках,
детально исследовалось на различных моделях в стендовых условиях и,
можно сказать, изучено довольно неплохо. Развитие аварийного процесса
связано, прежде всего с тем, что вырывающаяся из первоначально образо-
вавшегося отверстия струя воды (пара), попадая на соседние трубки и ло-
кально взаимодействуя с натрием, за несколько минут прожигает в них стен-
ки и создает, таким образом, новые дефекты. Те, в свою очередь, вызывают
дальнейшие разрушения и так далее. Процесс развивается лавинообразно.
Быстроте процесса способствует высокая температура в зоне реакции, пре-
вышающая 1000°С, а также режущее действие струи. Имеются указания и на
отчасти электрохимический характер процесса, также способствующий его
развитию. В довершение всего происходит и саморазвитие дефекта - расши-
рение уже имеющегося отверстия за счет местного взаимодействия исходя-
щей струи с натрием. Масштаб аварии увеличивается настолько быстро, что
по конечной картине на выведенном в ремонт парогенераторе установить
причину и точное место первоначального дефекта часто бывает невозмож-
но. Где та спичка, из-за которой запылал дом?
Все же некоторые обобщающие выводы позволим себе здесь сделать.
Прежде всего это то, что более частый выход парогенераторов из строя ха-
рактерен для начального периода их эксплуатации - происходит, как говорят,
эксплуатационная отбраковка. Это означает, что существуют некие зароды-
ши дефектов (небольшие тупиковые трещинки, локальные концентрации на-
пряжений), которые не удается обнаружить существующими средствами кон-
троля и которые потом под воздействием коррозионной активности воды и
других факторов превращаются в сквозные отверстия. Практически все де-
фекты в парогенераторах первоначальной конструкции на БН-350 возникали
в нижних концах фильдовских трубок. Сперва думали, что это из-за наиболь-
шего перепада температуры, который здесь имеет место. Потом все же уда-
лось выяснить, что дефекты возникают в околошовной зоне там, где к труб-
кам привариваются торцевые колпачки. Стали грешить на сварку, пока, нако-
нец, не установили, что всему виной - некачественное изготовление самих
колпачков. Сварка была вполне нормальной. Просто в этом месте в перифе-
рийной зоне колпачков при изготовлении (они выштамповывались) происхо-
дила сильная деформация, частично выходящая за рамки пластической.
Самая крупная, можно сказать уникальная, авария произошла вскоре после
пуска реактора, когда около 800 кг воды попало в натрий. Тогда еще не были
разработаны способы ранней диагностики протечек, что не позволило экс-
76

плуатационному персоналу принять своевременные меры. Да к тому же не
перекрыли своевременно дренажные коммуникации и пар (или вода) по ним
еще некоторое время поступал в парогенератор уже после слива натрия и
продолжал взаимодействовать с его остатками. В результате парогенератор
был полностью выведен из строя и ремонту не подлежал. На всех остальных
парогенераторах была проведена реконструкция с полной заменой трубок
(была увеличена толщина стенок), а штампованные колпачки были замене-
ны на точеные.
На прямоточных парогенераторах БН-600 нельзя однозначно связать по-
являвшиеся дефекты с какими-то определенными и, в том числе, наиболее
опасными по прогнозам местами • областью максимальной теплонапряжен-
ности или границей зоны ухудшенной теплопередачи. В одном или двух слу-
чаях протечки происходили в районе контакта с дистанционирующей решет-
кой, по-видимому, из-за истирания или усталостных разрушений (общие со-
ображения автора на эту тему - в прилож. 8.4). Иногда появление дефектов
связывалось с нарушением водного режима. Были протечки и в районе верх-
них трубных досок, которые, не в пример остальным, развивались довольно
медленно. Натрий там застойный и образующаяся газовая (водородная)
подушка, по-видимому, замедляет процесс. После того как были установле-
ны приборы ранней диагностики протечек, крупных аварий ни на БН-350, где
к тому времени уже была проведена реконструкция парогенераторов, ни на
БН-600 не было. Самый большой заброс воды в натрий уже не превосходил
нескольких десятков килограмм.
Аварийное отключение парогенераторов производилось по разработан-
ным программам и затруднений обычно не вызывало. Были лишь отдельные,
крайне редкие исключения. Кроме вышеописанной истории с большим за-
бросом воды в натриевый контур на БН-350, на БН-600 был случай противо-
положного характера, когда натрий попал в водяной контур. После отключе-
ния парогенератора натрий не удалось достаточно быстро дренировать и он
через образовавшиеся отверстия в трубках стал поступать в третий контур,
где давление было сброшено и воды уже не было. К счастью, до турбины он
не дошел. После этого стали даже подумывать, не установить ли специаль-
ные уловители натрия в третьем контуре. Разрывные мембраны, установ-
ленные на петлях второго контура для сброса давления и удаления выде-
лившегося водорода, при аварии работали безотказно.
Ремонт парогенераторов, как показал опыт БН-350, - весьма трудоемкий
и сложный процесс. Поэтому вместо принятых там крупных, так называемых
корпусных парогенераторов, на БН-600 были установлены сравнительно
мелкие модули. Это позволило вообще отказаться от ремонта (во всяком
случае на месте) и лишь заменять вышедший из строя модуль на новый. В
этом есть и другие выгоды. Можно, в частности, регистрировать протечки в
каждом отдельном модуле независимо, что позволяет заметно повысить чув-
ствительность диагностической аппаратуры. Модульные парогенераторы
77

обладают также тем преимуществом, что в них меньше потоки поперечного
обтекания трубок. Это улучшает эффективность теплопередачи на входных
и выходных участках и снижает угрозу появления больших вибраций. А бо-
лее тонкие трубные решетки делают менее опасными термические напряже-
ния, возникающие в переходных режимах. Высказывалось мнение, что мо-
дульные парогенераторы будут проигрывать корпусным по удельной метал-
лоемкости. Но это, по-видимому, - заблуждение. Удельная металлоемкость
не зависит от размеров парогенератора (см. прилож. 8.5). Некоторый проиг-
рыш для модульной конструкции лишь в более разветвленной системе ком-
муникаций и большем объеме парогенераторных боксов. Но это уже и не
так существенно по сравнению с теми выгодами, которые дают модульные
парогенераторы. Модульная конструкция парогенераторов предусматрива-
ется и в проектах БН-800 и БН-1600.
В парогенераторах чехословацкой разработки и производства пошли
еще дальше в сторону уменьшения размеров основных узлов. Это - даже не
модули, а микромодули, в каждом из которых всего по 19 трубок. Микромоду-
ли сгруппированы в отдельные блоки с теплоизоляцией, охватывающей
весь блок в целом. Чехословацкие парогенераторы были смонтированы на
двух петлях БН-350 взамен вышедших из строя. Это принесло и дополни-
тельную выгоду - простую возможность обеспечить аварийное расхолажива-
ние за счет естественной циркуляции воздуха, пропускаемого внутри пароге-
нераторных блоков. Тепло достаточно интенсивно снималось с хорошо раз-
ветвленной внешней поверхности микромодулей.
В БН-600 используется целесообразный, в принципе промежуточный пе-
регрев пара натрием. Однако как показал опыт, помимо того, что сам пароге-
нератор в целом (то есть вместе с промежуточным перегревателем) стано-
вится более громоздким и дорогим, при этом заметно усложняются еще и
операции в переходных режимах. Оказалось также, что хотя в промежуточ-
ных пароперегревателях тепловые потоки и сравнительно небольшие (а это,
как надеялись, повысит их надежность), протечки в них случались практичес-
ки не реже, чем в основных модулях. Поэтому в проектах БН-800 и БН-1600 от
натриевого промперегрева отказались и заменили его пароводяным, не-
смотря на некоторую, правда, незначительную потерю в КПД. Впрочем, пер-
соналу станции удалось справиться с затруднениями переходных режимов и
даже установить и устранить основную причину выхода из строя промежу-
точных перегревателей (заброс сконденсировавшейся воды на трубную дос-
ку). Поэтому в дальнейшем, а тем более при надежных парогенераторах, к
этому вопросу будет иметь смысл вернуться снова.
Из-за опасности хлорной коррозии с самого начала пришлось отказаться
от использования в парогенераторах нержавеющей аустенитной стали (всю-
ду, кроме промежуточных перегревателей). Было принято решение приме-
нить хорошо доступную и достаточно технологичную сталь Х2М. Она не об-
ладает такой жаропрочностью как аустенитная, но для существующего уров-
78

ня рабочих температур во втором контуре вполне пригодна. Есть в принципе
опасность переноса углерода во втором контуре с разнородными сталями и
изменения их прочностных свойств, что неоднократно подтверждалось в
стендовых испытаниях. Однако на практике эта опасность не реализова-
лась. По-видимому, стендовые испытания были слишком жесткими. Некото-
рый недостаток связан с наличием первоначального слоя ржавчины на тру-
бах. И поэтому при первом заполнении контура натрием, содержание окис-
лов в нем значительно возрастало. Пришлось потом довольно долго осво-
бождаться от окислов с помощью холодных ловушек, снижая тем самым ос-
тавшийся их ресурс. Заметим, что развитие аварии при взаимодействии
натрия с водой на аустенитных трубках происходит несколько медленнее,
чем на ферритных из Х2М. Но это - все равно считанные минуты, так что
большой разницы в практическом отношении здесь нет. На парогенераторах
чехословацкого производства была применена аналогичная хромомолибде-
новая сталь, но со стабилизацией углерода ниобием. В эксплуатации какого-
либо отличия в ее поведении по сравнению с принятой у нас сталью не почув-
ствовали.
4.5. Обратные парогенераторы
В этом параграфе будет рассмотрена возможность радикального улуч-
шения надежности парогенераторов. Все парогенераторы, устанавливае-
мые до сих пор на промышленных РБН, как у нас, так и за рубежом, основаны
в определенном смысле на одном и том же принципе. Вода в них проходит по
трубкам, а натрий - в межтрубном пространстве. Это делается для того, что-
бы не создавать больших механических нагрузок на корпусе. Между тем, пра-
во на существование имеют и, так называемые, обратные парогенераторы, в
которых натрий проходит по трубкам, а вода (пар) в межтрубном пространст-
ве. Обратными же они названы потому, что потоки тепла в них идут в обрат-
ном направлении по сравнению с обычными парогенераторами - из трубок
наружу. Обратные парогенераторы обладают рядом неоспоримых серьез-
ных преимуществ. Широкий комплекс стендовых исследований по обратным
парогенераторам проведен в НИИАР. Там же, на БОР-60, успешно прошли
испытания две различные модели обратного парогенератора чехословацко-
го производства. Полученные результаты позволяют сделать весьма обна-
деживающие выводы.
Прежде всего, что совершенно очевидно и без всяких исследований, в
обратном парогенераторе не может быть вообще цепного лавинообразного
процесса разрушения трубок. При появлении неплотности пароводяная
струя направляется не наружу, то есть на другие трубки, как в обычном паро-
генераторе, а внутрь. Новый прожог стенки, если и произойдет, то только в
той же самой трубке. Соседние же -не пострадают. Более того, как показыва-
ют исследования, развитие первоначальной неплотности в дефектной труб-
79

ке, опять-таки в отличие от случая обычного парогенератора, замедляется и
даже существенно ограничивается. Это связано с тем, что уже при сравни-
тельно небольшой течи поступающий пар (вода, попадающая внутрь трубки,
где давление низкое, мгновенно вскипает) почти полис лью выталкивает на-
трий из дефектной трубки. Может лишь установиться некоторый уровень на-
трия в нижней ее части (см. прилож. 8.6).
Если течь находится выше устанавливающегося уровня натрия в трубке,
то реакция практически прекращается - не происходит ни дополнительных
прожогов стенки, ни саморазвития дефекта. Взаимодействие выходящего из
трубки пара с натрием в основном идет в зоне верхнего коллектора, где мас-
са натрия большая и температура не поднимается высоко. Там не существу-
ет и режущего действия реагирующей струи, локально сосредоточенной на
близлежащем участке соседней трубки, как в обычном парогенераторе. Ре-
акция протекает спокойно, не развиваясь и не производя,практически, ника-
ких разрушений. Сравнительно спокойно идет реакция с паром и на поверх-
ности застойного натрия, оставшегося внизу трубки, где продукты взаимо-
действия, ко всему прочему, замедляют ее протекание. Если же неплотность
образовалась ниже установившегося уровня натрия, то реакция также не-
сколько будет замедляться из-за накопления продуктов взаимодействия в
этой застойной зоне. Кроме того, по мере увеличения течи будет увеличи-
ваться давление пара в трубке. Уровень натрия будет при этом отдавливать-
ся вниз. Если он опустится ниже дефекта, то развитие течи и здесь прекра-
тится. В принципе, конструкцией парогенератора и его ориентацией относи-
тельно вертикальной оси, можно сделать так, чтобы при появлении уже не-
большой малоопасной неплотности устанавливающийся уровень натрия
сразу же оказался ниже рабочей части трубки. Следует сделать тут одно за-
мечание. После блокировки парогазовой пробкой расхода натрия через
трубку в ней все же может остаться небольшой пленочный поток вдоль стен-
ки. Интенсивность реакции в этой пленке будет намного меньше. Тем не ме-
нее, если потребуется, подбирая геометрию входа натрия в трубку, можно
будет, по-видимому, уменьшить или совсем убрать этот пленочный поток.
Итак, в обратных парогенераторах развитие аварийного процесса долж-
но резко ограничиваться. Что это действительно так, видно, например, из
приводимых на рис. 4 результатов исследований на моделях трубных пуч-
ков. Здесь показано изменение расхода попадающей в натрий воды в зави-
симости от времени после начала испытаний. Если в модели обратного па-
рогенератора протечка поначалу весьма небольшая, то некоторое развитие
процесса все же происходит. Затем, когда трубка, по-видимому, опорожняет-
ся, процесс - стабилизируется. Если же начальный расход несколько боль-
ше, то натрий сразу же выталкивается из трубки и протечка не меняется.
Опыты прекращались через 7-8 мин. после начала из-за того, что контур за-
бивался продуктами реакции и его гидродинамическое сопротивление резко
возрастало. В обычной геометрии уже примерно через 2 мин. происходило
80

Рис.4. Зависимость величины протечки v от времени х (мин) от начала испытаний в
моделях пучков парогенератора:
1-обычного;
2,3-обратного
катастрофическое увеличение протечки, что вынуждало прекратить экспе-
римент.
Можно ожидать, что в обратных парогенераторах не только замедляется
развитие аварийного процесса, но и уменьшается вероятность образования
начального дефекта. Дело в том, что на внутренней поверхности трубок в
обычном парогенераторе действуют растягивающие напряжения, способ-
ствующие проявлению коррозионной активности воды. В обратном паро-
генераторе со стороны воды, наоборот, имеют место сжимающие напряже-
ния, препятствующие возникновению коррозионных явлений. Следует также
учесть, что в обычном парогенераторе появление по той или иной причине
продольной трещины может привести к чреватому большими последствиями
внезапному разрыву трубки. В обратном парогенераторе это исключено.
Ко всему прочему обратный парогенератор обладает одним важным тех-
ническим преимуществом. В нем. на внешней поверхности трубок, несложно
установить интенсификаторы, улучшающие условия теплопередачи к воде-
пару. При этом практически исчезает зона ухудшенного теплообмена с по-
тенциально опасными термическими флуктуациями на ее границе. Именно
это и было сделано во втором чехословацком парогенераторе, установлен-
ном на БОР-60. Благодаря наличию интенсификаторов он обладает рекорд-
но малой удельной металлоемкостью среди всех до сих пор созданных в
мире парогенераторов для РБН. Обратим, наконец, внимание на то, что тем-
пература наружных стенок в обратных парогенераторах ниже, чем в обыч-
ных. Соответственно и утечки тепла должны быть меньше. Для модульных
парогенераторов с их весьма разветвленной поверхностью это может ока-
заться вполне заметным.
81

Таблица 4.1
Преимущества и недостатки парогенераторов различного типа
Тип парогенератора
1. Цепная реакция разрушения трубок
2. Саморазвитие течи
3. Коррозионное растрескивание
под напряжением
4. Разрыв трубки внутренним давлением
5. Установка интенсификаторов
теплообмена
Обычный
возможна
неограничено
возможно
возможен
сложно
Обратный
невозможна
ограничено
невозможно
невозможен
просто
В обратном парогенераторе возникает задача о механической устойчи-
вости трубок, находящихся под внешним давлением. Но эта задача - простая
и результаты ее решения вполне надежны. Этого нельзя, к примеру, сказать
о коррозионных задачах, имеющих особо большое значение для обычных
парогенераторов. Заметим, что повышению устойчивости трубок в обратном
парогенераторе способствует наличие дистанционирующих устройств, а
также установка интенсификаторов теплообмена. Следует сказать, что при
разработке обоих обратных парогенераторов для БОР-60 никаких проблем с
устойчивостью трубок не возникало. Что же касается возможного создания
слишком больших напряжений на корпусе обратного парогенератора, то эта
•проблема практически снимается и без того существующей целесообраз-
ностью иметь парогенераторы в модульном исполнении.
Подытоживая все вышесказанное, приведем следующую таблицу.
Есть основания полагать, что применение обратных парогенераторов
позволит существенно повысить надежность и безопасность быстрых реак-
торов и в перспективе отказаться от промежуточного контура.
4.6. Измерительные устройства и приборы
Все приборы системы теплопередачи на промышленных АЭС можно ус-
ловно разбить на две группы: управляющие и диагностические. К управляю-
щим относятся те приборы, показания которых практически непрерывно нуж-
ны для управления системой в тех или иных, предусмотренных регламентом,
стационарных и переходных режимах. Конфетные показания диагностичес-
ких приборов, когда все идет нормально, не требуются для оперативного уп-
равления. Но они предупреждают о тех или иных, вообще говоря, редких от-
клонениях или неисправностях в системе, по которым следует принимать
необходимые меры. Управляющие приборы, как правило, также выдают
предупреждающие сигналы, когда измеряемый параметр выходит за пре-
делы установленного диапазона.
82

Основные параметры, которые нужно знать для оперативного управле-
ния системой это температура, давление, уровень и расход теплоносителя,
содержание в нем окислов. Измерения температуры и давления -достаточно
тривиальны и не требуют для их осуществления сколько-нибудь новых раз-
работок. Тем более, что давление можно мерить не в самом натрии, а в газо-
вых подушках над его уровнем, а температуру - на поверхности трубопрово-
дов.
Для внутриреакторных измерений температуры созданы весьма тонкие
микротермопарные зонды. Для измерения расхода с самого начала был взят
курс на магнитные расходомеры, которые себя вполне оправдали. Как пра-
вило, через них пропускается весь расход теплоносителя по всему сечению
трубопровода. Для экспериментальных реакторов, где диаметры трубопро-
водов сравнительно малы, это не создает проблем. Однако для больших
трубопроводов промышленных систем такие расходомеры оказываются до-
вольно громоздкими. В принципе их можно свести и к менее габаритным,
если устанавливать на байпасе или просто приставлять снаружи к стенке
трубопровода. Естественно, во всех случаях необходима предварительная
градуировка. Как вспомогательное средство для абсолютных измерений
расхода на месте, используется корреляционная методика. Эти измерения
осуществляются с помощью двух, установленных на трубопроводе и разне-
сенных на некоторое расстояние друг от друга, магнитных расходомеров. В
них регистрируется в виде коротких импульсов тока прохождение весьма
стабильных вихрей, образующихся в текущем натрии. Источниками вихрей
являются возмущающие поток изгибы трубопроводов, арматура и т.п. Ско-
рость потока определяется по времени запаздывания скоррелированных
импульсов на данной базе.
Для измерения уровня натрия сперва были попытки использовать про-
стой контактный принцип. Стопбик контактов, погруженный в натрий, давал
возможность по их замыканию между собой определять (дискретно) положе-
ние уровня. Однако в эксплуатации этот прибор оказался ненадежным. Кон-
тактный столбик покрывался налипающей на него грязью (окислами), нахо-
дящейся на свободной поверхности натрия, что искажало показания. Взамен
был разработан индукционный уровнемер. Столбик секционированных кату-
шек этого уровнемера отделен от натрия тонким чехлом. По изменению ин-
дуктивности можно судить о положении уровня. Индукционный расходомер
хорошо себя зарекомендовал и ныне используется на всех РБН.
Содержание окислов в натрии традиционно измеряется пробковым инди-
катором. Он не может давать непрерывных показаний и не слишком удобен в
эксплуатации. Каждый раз требуются специальные действия персонала и
затем еще необходимая обработка результатов. Но его показания достаточ-
но надежны. Делались попытки разработать пробковый индикатор непре-
рывного действия. Однако, к сожалению, они не были доведены до конца.
Довольно хорошо продвинулись разработки измерителя содержания окис-
83

лов на основе твердых электролитов, который работает в непрерывном ре-
жиме и удобен в эксплуатации Он может непосредственно показывать кон-
центрацию окислов, если, конечно, провести предварительно необходимую
градуировку. Такие приборы используются на стендах, а также в эксперимен-
тальных реакторах. К сожалению, долговечность датчиков еще недостаточ-
на, чтобы можно было их рекомендовать для широкого использования в ка-
честве штатных в промышленных РБН.
Диагностические приборы измеряют величины, по которым можно судить
о возникновении неплотности твэлов, появлении протечек в контурах, вклю-
чая парогенераторы. Появление дефекта в твэле определяется, главным об-
разом, по изменению интенсивности регистрации запаздывающих нейтро-
нов в контуре. Датчики располагаются по возможности ближе к самому реак-
тору, но так, чтобы измерениям не мешал фон от проникающих мгновенных
нейтронов.
Эффективность регистрации запаздывающих нейтронов наилучшая при
петлевой компоновке. В интегральном варианте датчики приходится поме-
щать довольно далеко - за корпусом, в районе расположения теплообменни-
ков. Некоторый небольшой мешающий фон запаздывающих нейтронов про-
истекает за счет поверхностного загрязнения твэлов топливом. Тем не ме-
нее, по крайней мере, в петлевом варианте можно довольно уверенно обна-
руживать появление неплотности в отдельном твэле. О своеобразной реак-
ции датчиков запаздывающих нейтронов на изменение мощности реактора -
в прилож. 8.7.
Из-за очень большой собственной радиоактивности натрия нельзя при
работе реактора непосредственно мерить гамма-активность осколков, по-
павших в теплоноситель. Это можно делать либо на основном контуре через
несколько дней после остановки реактора, либо на байпасной петле с пери-
одическим выключением расхода натрия в ней. Достаточно информативны-
ми, и в то же время несложными,являются измерения на работающем реак-
торе гамма-активности газовых осколков, попадающих в газовые подушки
первого контура. Они также позволяют судить о возникновении неплотности
в отдельных твэлах.
Наличие протечки в парогенераторе определяется по содержанию водо-
рода в контуре. Достаточно хорошо отработаны приборы, в которых водород
из протекающего по специальному байпасу натрия диффундирует через на-
гретую никелиевую мембрану в вакуумированную полость, где его количест-
во определяется по току ионного насоса. За рубежом для этой цели часто ис-
пользуют масс-спектрометр. Из-за быстрого развития протечки важно доби-
ваться всемерного повышения чувствительности измерений. В этом отноше-
нии благоприятные возможности, как указывалось, предоставляет модуль-
ная конструкция парогенераторов, где приборы могут ставиться на выходе
каждого модуля в отдельности. Измеряется содержание водорода и в газо-
вых подушках с помощью достаточно простого и надежного кондуктометри-
84

ческого измерителя водорода. Но этот метод обладает меньшей чувстви-
тельностью и, соответственно, большим запаздыванием в обнаружении про-
течки по сравнению с измерением в натрии. Он все же полезен, так как дает
возможность дополнительного контроля, когда есть сомнения в достовер-
ности других показаний. Разрабатывались и другие более чувствительные
приборы для измерения содержания водорода в газе. Отрабатывалась так-
же методика регистрации протечек в парогенераторе акустическим спосо-
бом. В принципе он мог бы быть наиболее быстрым, оперативным. Однако не
так просто отделить искомый сигнал от акустического шума, возникающего, в
частности, и при кипении воды. Чтобы уверенно подняться над фоном, нужно
иметь довольно большое количество датчиков, размещенных в разных мес-
тах, а это усложняет всю систему. Как показал опыт, обнаружить с помощью
не слишком густо расставленных акустических датчиков протечки в пароге-
нераторе не всегда удается.
Сигналы о появлении протечки натрия, который при этом почти сразу же
загорается, дают обычные пожарные дымоизвещатели. Локализация же, то
есть определение места протечки, основана на принципе замыкания вылив-
шимся натрием секционированной электрической цепи на корпус. Для этого
удобно использовать разбитую на множество независимых зон систему
электрообогрева. Вторичные обмотки питающих трансформаторов, как и
сами нагреватели, должны при этом соединяться с землей только через до-
статочно большое сопротивление. Под корпусом реактора и в других местах,
где нет электрообогрева, ставятся обычные автомобильные свечи.
Вначале у нас было стремление перестраховаться и ввести в систему
автоматической аварийной защиты побольше сигналов, фиксирующих от-
клонение тех или иных параметров от нормального значения. Но затем при-
шли к выводу, что это излишне усложняет систему управления и повышает
вероятность ложных срабатываний СУЗ. Обычно у оперативного персонала
есть время разобраться в происходящем и принять необходимое решение.
Аварийная остановка это всякий раз жесткое испытание для всей реактор-
ной системы и ее отдельных узлов. Устанавливается даже проектный ресурс
на допустимое количество аварийных остановок. Поэтому в нашей практике
мы шли по пути постепенного сокращения числа аварийных сигналов. И те-
перь сигналы, возникающие при появлении тех или иных неплотностей, а
также при выходе большинства непрерывно измеряемых параметров за ус-
тановленные пределы, как правило, в систему автоматической аварийной
защиты не заводятся.
В принципе объем измерительной системы должен быть разумно доста-
точным, никак не избыточным. Конечно, хорошо иметь возможность знать
побольше о состоянии реактора и всех его узлов. Но наличие слишком боль-
шого количества измерительных каналов повышает вероятность отказа в
самой этой системе, и тем самым, ухудшает общую надежность установки в
целом. А всякое проникновение с датчиком внутрь корпуса реактора или на-
85

триевого контура к тому же увеличивает потенциальную вероятность проте-
чек или других нарушений. Мне, как физику, невольно приходит здесь на ум
аналогия, пусть и весьма далекая, с известным физическим принципом - из-
мерение состояния квантовой системы может привести к нарушению этого
состояния.
Далеко не все из того, что измеряется используется в работе. Вспоминаю
как мы, создавая БОР-60, решили установить большое количество термо-
датчиков в натриевой полости над головками ТВС. Было благое желание -
знать температуру на выходе из кассет. Но, когда реактор начал работать,
обнаружилось, что показания разных термопар значительно отличаются
друг от друга. Разброс температур был не только в пространстве, но, так ска-
зать, и во времени, ибо некоторые датчики выдавали пульсирующие значе-
ния. Связывать эти показания с какими-либо конкретными ТВС не представ-
лялось возможным. Что оставалось делать? Да ничего, просто не обращать
на них внимания. Ностальгически думалось о том, как хорошо было на БР-5,
где не имелось никаких термопар над активной зоной и лишних беспокойств
не возникало. Потом, к счастью или нет, термопары на БОР-60 повыходили
из строя. Представляется, что лучше предусматривать достаточные запасы
до предельных значений ответственных параметров, чем стремиться тща-
тельно контролировать все их многообразие. Пусть читатель поймет меня
правильно - я вовсе не против совершенствования системы управления. Но
нужно и здесь знать меру.
Экспериментальные реакторы можно оснащать самыми различными при-
борами, в том числе и теми, которые должны проходить испытания. Измери-
тельную же систему на промышленных реакторах не следует перенасыщать.
Повышенный объем измерительной аппаратуры нужен только на головных
блоках, чтобы иметь возможность сверять реально устанавливающиеся в
различных режимах параметры с расчетными. Затем от многих приборов,
особенно дублирующего характера, будет позволительно отказаться. Я, на-
пример, не уверен, что нужно на серийных промышленных реакторах опре-
делять протечки в парогенераторах двумя или более разными способами.
Тем более, что будущие парогенераторы, несомненно, окажутся более на-
дежными, чем нынешние. Нужно ли регистрировать появление неплотностей
в твэлах параллельно по запаздывающим нейтронам и по гамма-активности
в газовых подушках. Серийный промышленный реактор это - производствен-
ный объект, а не исследовательская установка.
И, в заключение, несколько слов о пробоотборных устройствах для нат-
рия. В принципе, опять-таки, полезно иметь возможность отбора проб из
контура для проведения анализов на содержание примесей. Однако нужно
иметь в виду, что пробоотборники - это довольно сложные и ответственные
устройства. С взятием проб неизбежно связана и повышенная опасность для
персонала и дополнительная вероятность протечек натрия. Не лучше ли от
них вообще отказаться? Появление окислов (или гидридов) радиоактивных
86

осколков, а также попадание масла в теплоноситель достаточно уверенно
регистрируется и без этого. Я не могу вспомнить ни одного случая, когда по
результатам исследований отобранной пробы натрия было принято какое-
либо практическое решение.
4.7. Натрий в аварийных и нестандартных режимах
Рассмотрим возможные последствия, связанные с появлением неплот-
ностей и, как следствие, протечек в натриевых контурах. С самого начала мы
больше всего опасались взаимодействия натрия с водой при протечках в
парогенераторе. По этой причине даже подумывали о том, чтобы заменить
воду в качестве рабочего тела на газ. Рассматривались гелий, углекислый
газ, а впоследствии и диссоциирующий газ. Но гелий для получения прием-
лемого КПД требовал слишком высоких, практически пока недсстижимых
температур. По имеющейся информации для углекислого газа столь высокие
температуры не требовались. Но разработки турбин для углекислого газа,
как нам удалось тогда выяснить, не дали каких-либо конкретных практичес-
ких результатов. Когда же несколько позже было исследовано взаимодейст-
вие натрия с диссоциирующим газом - окислами азота, оказалось, что оно про-
текает не менее бурно, чем с водой. Итак, только вода, другого выбора не было.
Первые опыты по взаимодействию натрия с водой были произведены
уже где-то в 1951 г. доступными тогда средствами. С крутого берега нашей
речки Протвы в воду был брошен кусок натрия весом около килограмма.
«Лихие экспериментаторы» спрятались за обратным скатом на берегу. Раз-
дался сильнейший взрыв, но какой-либо новой, неожиданной информации
получено не было. Учитывая, что в парогенераторе кислорода не должно
быть, решили видоизменить эксперимент. Кусок натрия поместили на этот
раз в проволочную сетку, привязали к нему камень и опять забросили в воду.
Взрыва не последовало. Вроде можно было бы и радоваться. Но, когда до-
стали то, что осталось от сетки, обнаружили, что она разрушилась и прово-
лока даже поплавилась. Интенсивность этой экзотермической реакции и без
кислорода весьма значительна. Что же все-таки может произойти в пароге-
нераторе? Дальнейшие опыты перенесли на специально сооружаемые нат-
риевые стенды, где и было достаточно подробно изучено протекание про-
цесса взаимодействия натрия с водой.
В результате аварии парогенератора натриевый контур может серьезно
загрязниться продуктами реакции. После того как на БН-350 800 кг воды по-
пало в натрий, у нас были серьезные опасения за состояние всей аварийной
петли вообще. Возможно, трубки теплообменника забились? Может быть на
каких-то участках контура произошла сильная коррозия? Ведь в дефектном
парогенераторе стенка корпуса оказалась настолько изъеденной коррозией,
что ни о каком его восстановлении не могло быть и речи. Решили все же пет-
лю не подвергать ревизии - это слишком сложно. После монтажа нового па-
87

регенератора ее заполнили натрием и включили в работу. Все прошло благо-
получно. Оказалось, что петля не пострадала. Только чистить ее от окислов
пришлось довольно долго.
Продуктами реакции с водой являются как окислы, так и гидриды натрия.
Зависимость растворимости гидрида в натрии от температуры имеет тот же
качественный и близкий количественный характер, что и окисла. И он также
хорошо убирается из контура с помощью холодных ловушек. А пробковый
индикатор, по существу, указывает на наличие как того, так и другого в сово-
купности. И нет практической необходимости разделять эффекты между
ними. Когда температура забивания по показаниям пробкового индикатора
достаточно низкая, нет опасности высаживания твердых пленок (неважно ок-
сидных или гидридных) на поверхностях в контуре и, что особенно сущест-
венно, в узких зазорах между твэлами, а также в гидростатических подшип-
никах насосов. Гарантируется и отсутствие сколько-нибудь заметных корро-
зионных эффектов.
Еще одним продуктом реакции является газообразный водород, вызыва-
ющий опасность образования гремучей смеси при попадании его в воздух.
Если масштаб реакции большой и давление в контуре заметно повышается,
водород сбрасывается из контура через разрывную мембрану, обычно в про-
межуточную емкость и лишь после этого (после остывания) - в атмосферу. На
одном из наших экспериментальных стендов, где изучалось взаимодействие
натрия с водой, такой емкости не было, а канал сброса водорода в атмосфе-
ру был слишком коротким и в одном из опытов, в конце концов, снаружи все
же прогремел довольно сильный взрыв. Бетонные стенки бокса, в котором
размещался стенд, дали трещины, но в остальном все обошлось благопо-
лучно.
Если появляется протечка натрия наружу, то, что существенно, размер
отверстия, через который он выходит, в отличие от дырки в парогенератор-
ной трубке, с течением времени совсем не увеличивается. А очень малые
отверстия, даже наоборот, могут полностью забиться окислами. Как показа-
но в стендовых экспериментах, если натрий выбрасывается наружу под дав-
лением, то струя распыляется на мельчайшие капельки и образуется бурно
горящий факел длиною в несколько метров. Температура внутри факела
весьма высокая и, если он попадет на несущие железные конструкции (крон-
штейны и т.п.), то они могут сильно деформироваться и еще больше, тем са-
мым, усугубить аварию. При появлении, протечки наружу, безусловно, необ-
ходимо сбрасывать давление в контуре. После полной остановки насоса ос-
тается еще гидростатическое давление столба жидкости. Поэтому в опасных
случаях нужно еще и быстро дренировать натрий из контура. Если натрий
выливается наружу самотеком, без давления, то, что интересно, струя не
загорается даже при 500-600°С. Он воспламеняется только попадая на пол
или какое-либо препятствие. Как известно, натрий довольно энергично взаи-
модействует с бетоном. Поэтому бетонный пол и стены помещения, куда
88

может попасть натрий, должны обязательно иметь непроницаемую облицов-
ку, например, из листового железа. Непосредственно под контуром ставятся
железные поддоны.
Хотя разлившийся натрий горит довольно вяло, потушить его не просто.
Предпочтение отдается, естественно, пассивным методам тушения или, во
всяком случае, ограничения масштаба горения. Они довольно широко иссле-
довались в лабораторных условиях. Весьма хорошие результаты дает ис-
пользование таблеток из специального состава на основе графита, которые
заранее помещаются в поддоны. При взаимодействии с вылившимся горя-
чим натрием эти таблетки разбухают, увеличивая свой объем в несколько
раз, и превращаются в сплошную пузырчатую массу. Она сразу же всплыва-
ет на поверхность и преграждает доступ к ней кислорода. Довольно простое
решение - поместить в поддон прессованную железную стружку. Выливший-
ся натрий проваливается через нее на дно. Образующиеся затем при горе-
нии аэрозоли, забивают поры в стружке и перекрывают доступ кислорода.
Разнообразных экспериментов было много. В одной из серий демонстриро-
валось даже успешное тушение натрия с помощью воды(!), которой охлаж-
дался поддон. Поскольку при горении натрия выделяется не слишком много
тепла, а теплопроводность высокая, его температура постепенно понижа-
лась и горение в конце концов прекращалось. Конечно, подобные экспери-
менты далеко не безопасны и для практического использования такой спо-
соб, безусловно, не рекомендуется. Просто в них лишний раз иллюстрирует-
ся совсем не интенсивный, замедленный характер процесса горения натрия.
Одно время обсуждалось предложение об организации стационарных кана-
лов для дренажа вылившегося натрия из поддонов в специальные сборные
баки. Но от него отказались. Слишком сложной и громоздкой получается та-
кая система, которую вдобавок необходимо еще и поддерживать при повы-
шенной температуре. А вероятность, что она вообще когда-нибудь понадо-
бится - ничтожно мала. В качестве активного метода тушения вначале прак-
тиковалась засыпка горящего натрия песком, а затем и другими, более под-
ходящими сыпучими материалами минерального происхождения. Впослед-
ствии стал применяться специально приготовленный порошок на основе
того же состава, что и упоминавшиеся выше таблетки с графитом. Он и здесь
дает хорошую эффективность при тушении.
Для гарантированной страховки от пожара вначале предполагалось за-
полнять боксы, в которых находятся натриевые контуры азотом. Однако
обеспечить на длительный период достаточную технологическую герметич-
ность больших нагреваемых помещений, стены которых испещрены много-
численными проходками, оказапось весьма спожной задачей. А тут еще по-
является и опасность азотного отравления персонала! В конце концов от это-
го отказались и не особенно жалели. Сколько-нибудь серьезных пожаров
натрия даже тогда, когда еще не бы по эффективных средств тушения, у нас
не было. Небольшие пожары спучались, но их было совсем немного. Коли-
89

чество вылившегося натрия в каждом случае не превосходило нескольких
килограмм. В стендовых пожарных экспериментах его бывало гораздо боль-
ше. Причины протечек - самые разные. Это, о чем уже упоминалось, и прожог
стенки трубопровода при коротком замыкании в системе электрообогрева и
разрыв трубки из-за неправильного режима разогрева замороженного в ней
натрия. Один раз, к нашему удивлению, течь произошла в усиковом шве,
страхующем фланцевое уплотнение. Как удалось выяснить, причиной яви-
лась щелочная коррозия. По-видимому, в пространстве под швом каким-то
образом оказалась влага. Фланец стал протекать, туда попал натрий и обра-
зовалась щелочь, которая затем и проела шов.
Естественно, что размещение водяных коммуникаций в натриевых бок-
сах исключается. Парогенераторы же находятся в отдельных помещениях.
Обсуждался вопрос о способе охлаждения боксов. Решили все же не иску-
шать судьбу и отказаться от самого простого решения - с помощью змеевико-
вых труб с проточкой водой. Использовали воздушное охлаждение.
Даже при горении разлившегося натрия образуется очень много летучих
аэрозолей - до 40%. Это означает, что реакция в значительной степени про-
исходит в паровой фазе. Аэрозоли негативно действуют на респираторную
систему тех, кто попадает под их воздействие. Опасность же от радиоактив-
ных аэрозолей неизмеримо возрастает. Очень важно локализовать аэрозо-
ли в пределах помещения, где произошел пожар, не допустить заметного
выхода их наружу. Если помещение должно вентилироваться, то обычные
сухие фильтры оказываются мало пригодными, поскольку они быстро заби-
ваются. Более предпочтительными являются влажные фильтры с использо-
ванием воды для смыва осевших аэрозолей. Водород в реакции окислов
натрия с водой не выделяется и опасности образования гремучей смеси нет.
В принципе можно думать и о фильтре, в котором воздух, несущий аэрозоли,
пропускается - барбатируется просто через слой воды. Однако в проводив-
шихся экспериментах воздух в основном проходил через воду в виде круп-
ных пузырей и хорошей очистки достичь не удавалось. Нужно их раздробить
на достаточно мелкие пузырьки. А это, вероятно, приведет к необходимости
больших габаритов для подобного рода фильтров.
Делались попытки еще больше снизить интенсивность горения и тем са-
мым уменьшить выделение аэрозолей добавками в натрий различных ком-
понент. Идея заключалась в том, чтобы создать на поверхности по возмож-
ности плотный слой окислов, который будет затруднять испарение. Дело в
том, что те образующиеся в реакции окислы, которые, удерживаясь силами
поверхностного натяжения, плавают в нтурюл, обычно имеют рыхлую ден-
дритную структуру и не могут препятствовать его доступу к поверхности. Од-
нозначно полезных результатов достичь не удалось. Некоторый положи-
тельный эффект давали, например, добавки лития. Но он был явно недоста-
точный для практического использования. И вдобавок литиевые аэрозоли
еще более неприятны, чем натриевые, ибо дают при взаимодействии с вла-
90

гой даже не щелочную, а кислотную составляющую. В то же время в этих эк-
спериментах были получены неожиданные результаты, представляющие
более общий интерес. Оказалось, что тройной сплав Na-K-Cs, то есть вещес-
тво, все компоненты которого обладают сильным сродством к кислороду, в
определенном интервале концентраций с большим содержанием цезия при
нагревании на воздухе до 500-600°С не воспламеняется и практически не
дает аэрозолей вообще. Эффект, вероятно, связан с образованием низко-
температурной жидкой окисной эвтектики, которая тонким слоем равномер-
но растекается по поверхности и препятствует тем самым дальнейшему ис-
парению неокислившихся компонент.
Было несколько аварийных случаев заброса в контур масла из центро-
бежных насосов. Протечки масла, как правило, регистрировались по появле-
нию метана в защитном газе. Твердые продукты разложения масла высажи-
ваются в основном на горячих поверхностях. Один раз на реакторе БОР-60 в
промежуточный контур попало столько масла, что заметно ухудшилась теп-
лопередача в теплообменнике и выросло его гидравлическое сопротивле-
ние. Осевшие продукты потом долго смывались со стенок натрием и перено-
сились в холодную ловушку. Имеются некоторые указания на то, что смыв
продуктов разложения масла лучше происходит тогда, когда содержание
окислов в натрии - повышено.
Теперь - о примесной радиоактивности теплоносителя. Строго говоря, ее
наличие вовсе не означает возникновения аварийной или нестандартной
ситуации. Посторонняя активность присутствует в теплоносителе всегда,
даже если и не было разуплотнения твэлов. Небольшая активность происхо-
дит за счет поверхностного загрязнения твэлов топливом, а также из-за пусть
и весьма слабых, но в радиационном отношении ощутимых коррозионных
процессов на поверхностях конструкционных материалов внутри активной
зоны (может быть и за счет радиационно стимулированной коррозии). По
мере накопления продуктов деления, вышедших из дефектных твэлов, за-
метно увеличивается долгоживущая гамма-активность теплоносителя. В ос-
новном она определяется 137Cs. В условиях наших реакторов через несколь-
ко лет работы его активность становилась превалирующей, превосходящей
собственную долгоживущую активность 22Na. Непосредственного воздейст-
вия на технологические процессы активность цезия не оказывает, ибо она
остается на несколько порядков ниже активности MNa. Однако существен-
ный эффект состоит в том, что при дренировании натрия значительная часть
цезия остается адсорбированной (или просто осевшей) на стенках трубопро-
водов и оборудования. Радиационный фон сохраняется большим, затрудняя
производство ремонтных работ. Когда на БР-5 в первый раз перед тем, как
зайти в бокс первого контура, дренировали натрий B4Na уже распался), то с
удивлением обнаружили, что уровень радиации в нем изменился очень ма-
ло. Сперва даже грешили на то, что дренажный вентиль отказал и теплоноси-
тель просто остался в контуре. Потом разобрались и поняли, что натрий был
91

слит, а цезий вышел на поверхности трубопроводов. Решили промыть кон-
тур специальным промывочнымм раствором. Определенный эффект был по-
лучен. Однако операция довольно трудоемкая и сложная. Нужно потом еще
очищать контур от остатков промывочного раствора. Больше ее не применя-
ли. Следует сказать, что при циркуляции натрия часть радиоактивных про-
дуктов, включая цезий, переходит в холодные ловушки, но, к сожалению,
далеко не вся. Создалось такое впечатление, что радиоактивность лучше
смывается натрием (и уходит в холодную ловушку) тогда, когда стенки тру-
бопроводов нагреваются извне. В последние годы были разработаны специ-
альные устройства с активированным графитом, который преимущественно
адсорбирует цезий и заметно (в несколько раз) снижает его содержание в
контуре.
4.8. Некоторые кардинальные возможности
Обсудим здесь некоторые, пусть и не бесспорные идеи, которые в случае
их реализации позволят заметно упростить систему теплопередачи и всю
реакторную установку в целом. Прежде всего, это возможный отказ от проме-
жуточного контура. Технологически промежуточный контур излишен. Он ну-
жен в этом плане, грубо говоря, не больше, чем пятое колесо в телеге. Это -
дополнительные капиталовложения и лишние затраты на эксплуатацию. Бо-
лее того, введение этого контура увеличивает общую вероятность отказов
оборудования и, следовательно, снижает надежность работы установки в
целом. При заданной температуре в активной зоне, за счет дополнительного
термического перепада в теплообменниках, снижаются параметры пароси-
лового цикла, уменьшается КПД. Увеличивается также и расход энергии на
собственные нужды.
Необходимым условием для отказа от промежуточного контура является
достаточная надежность парогенераторов. Имеется в виду, что протечки в
них, если и появятся, то будут весьма небольшими и не вызовут опасных пос-
ледствий. Такая надежность, по-видимому, может быть достигнута в обрат-
ных парогенераторах. Можно для еще большей гарантии установить в конту-
ре на пути к реактору специальные баки для улавливания выседающих про-
дуктов реакции натрия с водой. Кстати, запас холодного натрия в них будет
полезен и для обеспечения аварийного расхолаживания на начальном эта-
пе. С другой стороны, количество водорода, которое может сосредоточиться
в активной зоне в любом случае, даже при больших протечках, не должно
быть большим. Дело в том, что равновесная концентрация гидридов в натрии
при рабочих температурах - весьма небольшая. Если же иметь в виду про-
хождение газового пузыря через активную зону, то плотность водяного пара
(или водорода) при рабочем давлении и температуре также мала. Расчет
водородного эффекта реактивности - сложная задача. Ко всему прочему его
величина зависит от концентрации и распределения по активной зоне ядер-
92

ного горючего и его изотопного состава, от количества накопившихся продук-
тов деления. Ориентировочные оценки не дают основания ожидать опасных
значений скачка реактивности. Но исследования в этом направлении, разу-
меется, следует продолжать. Что же касается вопроса о возможном аварий-
ном выбросе радиоактивности наружу, то здесь надо учесть, что при взаимо-
действии натрия с водой аэрозоли не образуются. Выделяется водород, ко-
торый, по-видимому, может увлечь с собой лишь небольшую часть радиоак-
тивности. Но даже, если предположить, что несколько десятков килограмм
натрия уйдет наружу, то и тогда радиоактивный выброс будет не слишком
большим, меньше, скажем, допустимого суточного. А, если установлены про-
межуточные газовые емкости, о которых говорилось выше, то за неделю вы-
держки в них основная активность натрия практически исчезнет.
Конечно, возможны и другие варианты более надежных парогенераторов
не только обратного типа. Можно, например, использовать двойные трубки, а
также двойную трубную решетку. Однако это означает усложнение конструк-
ции, что чревато в принципе снижением надежности. Достаточно вспомнить
наш первый опыт с парогенератором на БР-5. Впрочем, более удачной оказа-
лась конструкция парогенераторов на УИК-2, где применены двойные труб-
ки, но без промежуточного жидкого подслоя. Заключая, можно сказать, что
есть основания для отказа от промежуточного контура. Однако прежде чем
принимать соответствующее решение, следует провести достаточно пред-
ставительные полномасштабные испытания высоко надежных, прежде все-
го, имеется в виду обратных парогенераторов на промышленных РБН в усло-
виях пока еще традиционной трехконтурной схемы.
Следующая возможность - это упрощение системы электрообогрева.
Она, как указывалось, неимоверно громоздкая и сложная. А ведь в своем
большинстве электронагревательное оборудование находится в работе со-
всем мало. Только при первоначальном запуске блока и, затем изредка, пос-
ле проведения ремонтных работ с дренированием натрия. Представляется,
что можно, прежде всего, отказаться от автоматического регулирования тем-
пературы на обогреваемых участках, исключив тем самым многочисленные
реле и управляющие устройства. Вторичные обмотки питающих трансфор-
маторов должны иметь секционные отводы, которые при пусконаладочных
работах будут соответствующим образом подсоединяться к различным зо-
нам обогрева. В результате в стационарном режиме, когда это требуется,
можно будет иметь всюду необходимую равномерную температуру за счет
постоянно включенных.менее мощных нагревателей. Это заодно и повысит
долговечность нагревательных элементов. Чтобы ускорить выход в номи-
нальный температурный режим потребуется некоторое общее повышение
подаваемого напряжения в начальный период.
Еще более радикальное, но и более дискуссионное предложение • отка-
заться вообще от электрообогрева на основных коммуникациях. Можно пе-
ред заполнением контуров натрием провести разогрев системы по времен-
93

ной схеме горячим газом. Первичный разогрев реактора и первого контура
горячим газом без особых сложностей осуществлялся у нас при пусках БН-
350 и БН-600. Но, в принципе, разогрев контуров можно производить и с по-
мощью самого натрия, если подавать его постепенно, с должным контролем
температуры по мере его поступления по зонам. Возможно его придется пе-
риодически сливать обратно в дренажную емкость для размешивания и до-
полнительного подогрева. Поддерживать натрий в горячем состоянии на ос-
тановленном реакторе не проблема. На основных трубопроводах большого
диаметра спад температуры будет весьма медленным благодаря малой
удельной поверхности теплоотдачи при хорошей теплоизоляции. А наличие
значительного остаточного тепловыделения реактора вообще требует не
нагрева, а охлаждения контуров. Более того, тепла, выделяющегося при ра-
боте насосов, как указывалось, вполне достаточно для поддержания натрия
в горячем состоянии. Можно, наконец, для этого использовать и парогенера-
торы, если нагревать их паром от постороннего источника. Правда, для про-
изводства ремонтных работ на контуре, если нет обогрева, придется обяза-
тельно сливать натрий.
Если где-то все же образуется застывшая пробка натрия - «козел», то ее
можно проплавить и без нагрева, подавая туда порцию сплава Na-K с содер-
жанием калия выше эвтектического. Твердый же калий, соприкасаясь с за-
стывшим натрием, проплавляет его так же как, например, соль расплавляет
лед. Может быть, вообще, стоит подумать об использовании в качестве теп-
лоносителя сплава Na-K, но не эвтектического состава, а с большим содер-
жанием натрия так, чтобы его температура плавления была не на много
выше комнатной, скажем, около 60°С. Пусть даже за счет снижения теплоем-
кости теплоносителя несколько уменьшится при этом и плотность тепловы-
деления в активной зоне. Теперь это представляется совсем не таким сущес-
твенным, как раньше. В помещениях, где расположены контуры, можно также
поддерживать повышенную температуру. Можно, наконец, первоначально
заполнять контур сплавом натрий-калий, жидким при комнатной температу-
ре, а после разогрева реактора заменить его на почти чистый натрий. Это
можно делать постепенно, использовав для выделения калия обычный прин-
цип вымораживания компонент. Конечно, отказ от электрообогрева пред-
ставляется чересчур смелым предложением. Можно, однако, напомнить, что
в домне, например, образование «козла» вполне возможно, но никто не пред-
лагает по этой причине предусматривать для нее внешний обогрев.
И еще об одной не совсем обычной идее - изменении направления потока
теплоносителя в активной зоне на обратный. Эта идея не нова. В активной
зоне нашего первого экспериментального реактора - БР-2 движение тепло-
носителя было принято сверху вниз. То же самое было и на реакторе ВАК в
Великобритании. Каких-либо затруднений в связи с этим у нас не было. Неко-
торые сложности были лишь на ВАК из-за не совсем продуманной схемы ох-
лаждения экрана. Однако в дальнейшем для более мощных реакторов как у
94

нас, так и за рубежом, направление потока теплоносителя в активной зоне
было принято снизу вверх. Соображения в пользу этого можно высказать
разные. Здесь и отсутствие большого давления в области верхних пробок, и
благоприятные условия для развития естественной циркуляции. При движе-
нии теплоносителя вверх меньше вероятность «зависания» пузырьков газа в
межтвэльных каналах, что могло бы отразиться на теплоотводе и чего мы в
свое время опасались. Однако и у варианта с подачей теплоносителя в ак-
тивную зону сверху есть свои преимущества. Температура в районе верхних
пробок - минимальна, что дает не меньшие выгоды, чем низкое здесь давле-
ние. При этом снижаются требования к охлаждению поворотных пробок, об-
легчается режим работы смонтированного на них оборудования. Ослабля-
ются конвективные процессы, стимулирующие перенос паров натрия в газо-
вой подушке над активной зоной, и соответственно снижается опасность за-
клинивания механизмов СУЗ и самих поворотных пробок из-за оседания и
затвердевания (или даже окисления) этих паров в технологических зазорах.
Большой запас холодного натрия над реактором способствует улучшению
условий аварийного расхолаживания на первом этапе. Полностью снимает-
ся опасность гидродинамического выталкивания ТВС и сборок СУЗ из актив-
ной зоны. Наоборот, потоком теплоносителя они будут прижиматься книзу.
Исчезает, в связи с этим, необходимость иметь сложную прецизионно вы-
полненную систему нижнего коллектора и хвостовиков ТВС с уплотняющими
узлами для обеспечения гидростатической разгрузки. А ведь коллектор не
застрахован от деформации в жестких реакторных условиях. Менять же его
неимоверно сложно. Вместо него при подаче теплоносителя сверху можно
будет иметь простую опорную плиту, вместо хвостовиков ТВС - всего лишь
опорные стержни. При этом исчезает опасность «заедания» кассет и для
перегрузки, вероятно, можно будет использовать пантограф - «руку», что поз-
волит сократить размеры поворотных пробок или даже отказаться от одной
из них.
При верхней подаче теплоносителя общее давление на поворотные
пробки снизу будет значительно больше их веса. Чтобы удержать пробки на
месте при работе реактора нужно будет помещать на них съемный груз. Либо
монтировать над ними съемный колпак, под который давать уравновешива-
ющее давление воздуха. Естественно, что в любом случае корпус реактора
вверху должен быть достаточно симметричным и не слишком широким. Это
означает, что надо отказываться от интегральной компоновки, а также от уст-
ройства бокового проема в корпусе для выгрузки кассет.
Поначалу нам казалось, что при подаче теплоносителя сверху переход к
естественной циркуляции обязательно должен сопровождаться изменением
направления его движения на обратное. Схема теплоотвода на БР-2 даже
предусматривала возможность обеспечения и ускорения такого перехода.
Однако потом поняли, что опрокидывание циркуляции вовсе не обязательно.
Если происходит плавный переход к естественной циркуляции, то поскольку
95

холодильник находится выше нагревателя, направление потока должно со-
храниться. Конечно, если циркуляция приостановится совсем, то затем она
станет развиваться в обратном направлении - с движением теплоносителя в
активной зоне снизу вверх. При этом в переходный период может даже про-
изойти некоторый перегрев твэлов.
И, наконец, еще одна идея. Желание обеспечить современные парамет-
ры пара вызывает, как указывалось, необходимость иметь сравнительно
высокую температуру теплоносителя на входе в реактор порядка 360-380°С.
Но, ведь можно и выйти за эти рамки. Температурный потенциал и ниже этого
- отнюдь не плохой. Рабочая температура, например, в реакторах на тепло-
вых нейтронах значительно ниже - порядка 300°С. Почему бы не использо-
вать такой температурный потенциал и в РБН, увеличив подогрев натрия за
счет снижения температуры входа в реактор и получив возможность, таким
образом, вырабатывать в них еще и пар низкого давления? Можно так поста-
вить вопрос: что выгоднее - производить дополнительно низкопотенциаль-
ное тепло на РБН или построить специально ВВЭР соответствующей мощ-
ности. Для того, чтобы утилизировать низкопотенциальное тепло на РБН тре-
буется совсем немного. Понадобится дополнительная низкотемпературная
секция парогенератора и для простоты сравнения, скажем, отдельная турби-
на низкого давления такого же типа, как на ВВЭР. Система теплопередачи
останется практически той же самой - расход натрия не изменится, теплооб-
менники несколько удлинятся, напор насосов слегка возрастет. Несколько
удлинятся твэлы, и соответственно ТВС. Совсем немного увеличатся верти-
кальные размеры реактора. Но все это - мизер по сравнению с созданием
специального реактора ВВЭР. Дополнительная мощность получается, таким
образом, совсем недорогой ценой. Несколько снизится общий КПД блока, но
он все равно будет значительно выше, чем у ВВЭР. Конечно, здесь есть и
свои проблемы, связанные с увеличением подогрева натрия. Это - возмож-
ное усиление термоударов в аварийных режимах, увеличение разброса тем-
ператур на выходе из реактора. Но особых сложностей эти проблемы не
должны вызывать.
96

5. БЕЗОПАСНОСТЬ
5.1. Общие проблемы безопасности АЭС
Вопрос обеспечения безопасности АЭС, особенно теперь после Черно-
быльской катастрофы, привлекает особенно пристальное внимание. Черно-
быль продемонстрировал реальность крупномасштабной, поистине гло-
бальной аварии, представлявшейся до этого лишь чисто гипотетической. И
дело тут не только в специфике реакторов РБМК, оказавшихся в этом отно-
шении наименее защищенными. Незадолго до этого произошла крупнейшая
авария в США на реакторе TMI совсем другого, причем наиболее распрос-
траненного типа, которая, к счастью, не привела к серьезным последствиям.
Тем не менее, там уже готовились к массовой эвакуации населения • свыше
одного миллиона человек. Все это ознг чает, что необходимо еще более це-
ленаправленное, может быть, еще более ответственное проведение даль-
нейших работ по повышению безопасности АЭС любого типа. Это должно
быть не очередной кампанией в ответ на Чернобыль. Наивно думать, как по-
лагают некоторые специалисты, что может быть создан полностью безопас-
ный реактор. При эксплуатации АЭС, как и в любой другой практической дея-
тельности, будут выявляться те или иные неучтенные ранее слабые сторо-
ны, будут просто возникать новые полезные идеи. Работа по повышению
безопасности АЭС будет все время продолжаться.
После Чернобыльской катастрофы и далеко неадекватных действий по
ограничению ее последствий, общественное мнение у нас сильно возбужде-
но и в значительной степени настроено против атомной энергетики вообще.
Может быть, роль и масштабы воздействия Чернобыльской аварии на людей
и на природу несколько и преувеличиваются. Но это - нормальная реакция
особенно после того, как стало ясно, что многое раньше скрывалось и иска-
жалось. Чернобыльский синдром • вполне естественен. И для его скорейше-
го преодоления следует, ко всему прочему, стремиться, чтобы разрабатыва-
емые и принимаемые меры по повышению безопасности по своей сути были
доступны для восприятия непосвященным.
Каковы же конкретные пути повышения безопасности АЭС? Речь в дан-
ном случае будет идти только о том, что является доминирующей потенци-
альной опасностью, специфичной именно для АЭС - разрушении активной
зоны и выбросе накопившихся осколков и других радиоактивных веществ на-
ружу. Проблему безопасности в этом плане имеет смысл разбить на три
смежные задачи, являющие собой три последовательные ступени ее реше-
ния:
• первая - это предотвращение причин, которые потенциально могут при-
вести к разрушению активной зоны (отказы оборудования, ошибки персо-
нала);
97

• вторая - на случай, если они все же возникли, ограничение развития ава-
рийных процессов с тем, чтобы не допустить серьезного разрушения ак-
тивной зоны;
• третья - если все-таки это произошло, локализация радиоактивности, не-
допущение ее распространения за пределы поврежденного блока (АЭС
может полностью выйти из строя, но люди и окружающая среда не долж-
ны пострадать).
Разрушение активной зоны из-за отказов оборудования фактически мо-
жет произойти только при недопустимом перегреве твэлов, когда возникает
заметный разбаланс между развиваемой мощностью и теплоотводом. Глав-
ная опасность здесь связана с возможными нарушениями в системе циркуля-
ции теплоносителя (а также подачи питательной воды), как в нормальном
режиме, когда теплонапряженность твэлов велика, так и в режиме аварийно-
го расхолаживания, когда на интенсивность тепловыделения никакими сила-
ми уже не повлиять. Внезапное неконтролируемое повышение мощности в
качестве первопричины аварии - значительно менее вероятно. Хотя пол-
ностью нельзя исключить возможность того, что отдельные технологические
неполадки непосредственно приведут к скачку реактивности. Скорее же все-
го наброс мощности, если он и произойдет, будет вторичным эффектом,
обусловленным проявлением неблагоприятных реактивностных связей при
начавшихся температурных или фазовых изменениях в активной зоне. Имен-
но это и имело место в случае с чернобыльским реактором. Что же касается
TMI, то в нем никакого повышения мощности не было. Основной перегрев
произошел на остановленном реакторе за счет остаточного тепловыделе-
ния в условиях практически полного прекращения циркуляции теплоносите-
ля. Заметим, что и там, и там выделилось много водорода за счет взаимодей-
ствия воды с циркониевой оболочкой твэлов при высокой температуре. Об-
разование гремучей смеси - большая потенциальная опасность особенно,
если оно происходит в области активной зоны, что не исключено для боль-
шинства тепловых реакторов.
Меры по предотвращению отказов оборудования и их тяжелых последст-
вий - вполне очевидны. Нужно совершенствовать технологию изготовления
и контроль качества оборудования, предъявляя к нему повышенные, специ-
ально реакторные требования. Повышенный уровень контроля требуется и
при монтаже, а также при профилактических и ремонтных работах на стан-
ции. Нужно также искать такие проектные решения, которые повышают им-
мунитет системы го отношению к возможным отказам оборудования.
Тяжелые ошибки персонала могут, в принципе, допускаться как в нор-
мальных режимах, так и аварийных, когда требуется особая собранность и
четкость в действиях. Именно это, последнее, и имело место на TMI. Когда
обсуждалась и «примерялась» эта авария к нашим условиям, был сделан
успокоительный вывод о том, что у нас этого не может случиться. Довод
простой: квалификация наших операторов формально более высокая - у нас
98

инженеры, там всего лишь техники. Увы, как показал Чернобыль, этого явно
недостаточно. Требуется еще большее повышение дисциплины, уровня зна-
ний и навыков персонала. Рутинная деятельность, когда все идет хорошо
способствует притуплению бдительности, вызывает самоуспокоенность и
даже, в известной мере, зазнайство. И, кроме того, такая работа вообще ма-
лоинформативна. Наибольшую ценность представляет как раз негативный
опыт, который нужно не повторять каждому для себя, а стараться заимство-
вать у других. Систематизация и обобщение аварийной информации уже
давно ведется в рамках МАГАТЭ. Нужно только уметь правильно ею восполь-
зоваться. Как говорится, умный учится на чужих ошибках, а дурак на своих.
Последних нельзя допускать к выполнению ответственных операций. На
каждой АЭС или, по крайней мере, в каждом регионе надо иметь имитацион-
ные тренажеры, как для регулярных профессиональных тренировок, так и
для проверки и отбора персонала поличным качествам (внимательность, со-
бранность, быстрота реакции).
Любая реакторная установка рассчитывается на определенную устойчи-
вость по отношению к разного рода возмущениям во всех предусмотренных
режимах, включая аварийные. Повышение устойчивости может достигаться
дальнейшим совершенствованием системы управления, так сказать за счет
внешних факторов, позволяющим расширить диапазон и скорость подавле-
ния возмущений, а также большей автоматизацией, которая дает возмож-
ность уменьшить непосредственное воздействие оператора на технологи-
ческие процессы. Однако как не совершенствуй, возможно и возникновение
непредвиденной ситуации, из-за казавшейся немыслимой комбинации оши-
бок и отказов. И, наконец, не исключена вероятность ошибочной или предна-
меренной блокировки отдельных каналов системы управления, техническая
возможность которой обычно предусматривается на случай проведения
профилактических или ремонтных работ. Поэтому очень важно, чтобы реак-
тор обладал и хорошей внутренней ядерной устойчивостью, то есть способ-
ностью противостоять заметным возмущениям и без участия системы управ-
ления, за счет благоприятных связей по реактивности между температурой и
мощностью. Внутреннюю устойчивость можно в общем случае улучшать, со-
вершенствуя физику реактора, пусть даже и путем некоторого ухудшения
других параметров.
Предотвращение выхода радиоактивности наружу обеспечивается за-
щитными, технологически герметичными барьерами. Первый из них внутрен-
ний - оболочка твэла. Если герметичность оболочки нарушается, то это озна-
чает, что первый барьер преодолевается. Радиоактивность выходит в теп-
лоноситель, который отделен от внутренних помещений реакторного блока
вторым барьером - корпусом реактора, стенками трубопроводов и оборудо-
вания первого контура. В принципе, не исключена возможность нарушения
второго барьера вместе с первым. Это может быть следствием сильного раз-
рушения активной зоны и последующего повышения давления и температу-
99

ры. Либо, наоборот, нарушение целостности первого контура может ухуд-
шить циркуляцию теплоносителя и вызвать разрушение твэлов. Следова-
тельно, оба эти барьера нельзя считать полностью независимыми. Да, кроме
того, и теплоноситель сам по себе может обладать значительной радиоак-
тивностью. Поэтому обязательно нужно иметь и третий барьер - внешнюю
защитную оболочку, охватывающую реактор и первый контур. Обычно она
выполняется в форме купола. Хотя, в принципе, это и не обязательно. Нужно,
чтобы оболочка была технологически герметичной, чтобы не допустить вы-
хода радиоактивности наружу и достаточно прочной, чтобы не повреждаться
при аварии. У нас одно время существовало мнение, что внешнюю оболочку
иметь совсем не обязательно. Помню неоднократные дискуссии с западны-
ми коллегами по этому поводу. Мы, в том числе и автор этих строк, отстаива-
ли такой тезис - вместо того, чтобы строить защитную оболочку лучше ис-
пользовать те же средства на принятие дополнительных мер для предупреж-
дения аварии. Приходится признать, что мы были не правы. А сравнитель-
ный опыт TMI и Чернобыля-лишняя и печальная иллюстрация ошибочности
той нашей первоначальной концепции.
Ко всему прочему остается еще возможность угрожающих катастрофой
внешних воздействий таких как землетрясение, падение самолета, терро-
ристические акции. Хотя АЭС и размещаются, как правило, в сейсмически
спокойных районах, вероятность сильного землетрясения полностью не ис-
ключается. Теоретически в таких случаях можно ожидать всякого, в том чис-
ле, например, и одновременного полного отказа системы теплоотвода и
СУЗ. В проектах принимаются необходимые антисейсмические меры с опре-
деленным резервом по отношению к прогнозируемой силе землетрясения.
Это и использование сейсмических датчиков для предупреждающей оста-
новки реактора по регистрации обычно имеющих место предварительных
слабых толчков. Это и принятие необходимых проектно-конструкторских ре-
шений - реактор вместе с системой теплоотвода помещают на цельной, до-
статочно прочной опорной плите. Что же касается конструктивного принципа
выполнения системы теплопередачи в целом, то, как представляется, упор
надо делать не на жесткость, а скорее на гибкость, податливость конструк-
ции, чему может способствовать применение тех же сильфонов. АЭС не
должны располагаться вблизи трасс следования больших рейсовых самоле-
тов. Падению же малого спортивного или коммерческого самолета может
противостоять внешняя защитная оболочка. Для предохранения от умыш-
ленных попыток вызвать глобальную аварию должны приниматься соответ-
ствующие меры технического и режимного характера.
В некоторых публикациях для характеристики степени безопасности ре-
актора предлагается использовать такую величину, как вероятность (гло-
бальной) аварии. Указывается.обычно, что достаточную безопасность мож-
но считать обеспеченной, если эта величина меньше, чем Ю-6 на один реак-
тор в год. Однако вряд ли такой вероятностный подход является убедитель-
100

ным. Неопределенность в исходных данных слишком велика, чтобы на них
можно было полностью положиться в ответственных решениях. И слишком
много здесь зависит от субъективных оценок. Неясно, к примеру, каким обра-
зом можно было бы заранее объективно определить вероятность всех не-
благоприятных обстоятельств, сложившихся в Чернобыле. Да и вообще, ве-
роятность-статистическая величина, проявляющаяся только при многократ-
ном повторении событий. Какую бы величину в качестве допустимого верхне-
го предела мы не установили, расчетная вероятность не может служить объ-
ективным гарантом безопасности реактора. Вероятностный подход, если на
него полагаться, был бы просто самообманом. В то же время такой подход
может быть полезен, но не для абсолютного определения степени безопас-
ности, а для относительного - при выборе и сопоставлении между собой раз-
личных вариантов тех или иных узлов, схемных решений, когда погрешности
исходных данных сказываются примерно одинаково.
5.2. Особенности быстрых реакторов
Специфические особенности РБН соответствующим образом влияют на
характер их априорной безопасности. В отношении возможности отказов
оборудования основных циркуляционных контуров быстрые реакторы, по-
видимому, выигрывают по сравнению с тепловыми. Сказываются такие бла-
гоприятные технологические свойства натриевого теплоносителя, как низ-
кое давление и отсутствие коррозии. Количественное сравнение с водяным
теплоносителем в сопоставимых условиях провести не так просто. Можно
лишь указать, что частота отказов оборудования на первом и втором конту-
рах в совокупности на каждом из обоих наших энергетических РБН была за-
метно ниже, чем на пароводяном контуре. Конечно, есть еще специфика па-
рогенератора РБН, авария которого требует немедленного его отключения,
чего нет в тепловых реакторах. Однако в проектах предусматриваются необ-
ходимые меры защиты, достаточные, как показала практика, для предотвра-
щения тяжелых последствий. Следует также напомнить, что после первич-
ной отбраковки на начальных этапах эксплуатации парогенераторы натрий-
вода работают надежно, во всяком случае, если сохраняются требуемые хи-
мические параметры воды. Можно также надеяться, что использование об-
ратных парогенераторов, вообще, снимет эту проблему.
Характеристики устойчивости быстрых реакторов в стационарных и пе-
реходных режимах определяются их физикой. Время жизни мгновенных ней-
тронов в них значительно меньше, чем в тепловых реакторах. Однако в прак-
тическом отношении это оказывается мало существенным. В самом деле,
период разгона на мгновенных нейтронах равняется, как известно
Т=т„/(Дк-р),
где tg - время жизни мгновенных нейтронов (можно принять примерно 10"*
сек. для быстрых и 10 сек. для тепловых реакторов). Если, скажем, считать.
101

что минимально допустимый период разгона равен 5 сек, то допустимое пре-
вышение Дк над р будет составлять соответственно 2.109 и 2.105. И та, и
другая величина пренебрежимо мала по сравнению с р. Это означает, что
предельное значение вводимой положительной реактивности в обоих случа-
ях определяется практически только р. Диапазон устойчивости при перехо-
де от тепловых реакторов к быстрым все же сужается, но не за счет времени
жизни мгновенных нейтронов, а из-за того, что р для плутония меньше, чем
для235и. Несколько нивелирует положение увеличение общей доли запаз-
дывающих нейтронов в быстрых реакторах за счет деления 23>U и ее умень-
шение в тепловых реакторах из-за накопления плутония в процессе кампа-
нии. Но более существенным следует считать то обстоятельство, что на-
чальный запас положительной реактивности, компенсируемый органами ре-
гулирования, благодаря большому внутреннему KB в быстрых реакторах,
оказывается сравнительно небольшим. Это, в принципе, уменьшает вероят-
ность опасного разгона, если она вообще существует, за счет ошибок персо-
нала и неполадок в системе СУЗ.
Наиболее важное значение для устойчивости реактора имеют реактив-
ностные связи. Самая быстрая компонента мощностного коэффициента ре-
активности, обусловленная эффектом Доплера, в промышленных быстрых
реакторах, как и в тепловых, отрицательна. В то же время из-за относительно
большей утечки нейтронов наружу в РБН большую роль приобретают конфи-
гурационные эффекты - изменение реактивности, связанное с температур-
ным изменением геометрии активной зоны. Эти эффекты особо существен-
ны для малых реакторов, но они проявляются и не только в них. В частности,
заметную роль они могут играть в сильно уплощенных реакторах, где велика
торцевая утечка. Общая тенденция - увеличение размеров активной зоны с
температурой дает отрицательный вклад в реактивность. Но здесь есть ню-
ансы, связанные с особенностями деформации кассет в неоднородном поле
тепловыделения. Температура на стенке кассеты, обращенной к центру ак-
тивной зоны в общем случае оказывается выше, чем на противоположной
стенке. Поэтому с ростом мощности происходит коробление кассет - они вы-
гибаются в сторону центра. И тут есть две крайние возможности. Если кассе-
ты закреплены с двух сторон, то есть сверху и снизу, то их центральные
участки перемещаются внутрь активной зоны и реактивность растет. Из-за
наличия такого положительного деформационного эффекта реактивности
произошел в свое время неконтролируемый разгон (к счастью без серьезных
последствий) на быстром реакторе EBR-1 в США. Если же кассеты закрепле-
ны только с одной стороны, например, снизу, то они расходятся веером нару-
жу, и реактивность уменьшается.
Изменение температуры может приводить к перемещениям органов регу-
лирования относительно активной зоны. Эффект и даже знак его зависит от
особенностей конструкции. В БР-2, в частности, существовала из-за этого
небольшая положительная компонента коэффициента реактивности, кото-
102

рая в силу своей малости, практически, не оказывала воздействия на работу
реактора.
Реактивность может меняться и при изменении расхода теплоносителя
за счет перемещения кассет в пределах допусков. В наших эксперименталь-
ных реакторах наблюдался небольшой, практически.несущественный рост
реактивности при снижении расхода. Эффект вдобавок и довольно медлен-
ный из-за инерционности движения теплоносителя.
В целом РБН свойственны достаточно сильные отрицательные реактив-
ностные связи, обеспечивающие их хорошую внутреннюю устойчивость при
разного рода возмущениях. В сочетании с тем, что в быстрых реакторах, в
отличие от тепловых, имеется весьма большой запас до кипения теплоноси-
теля можно, как указывалось, практически исключить опасность тяжелых
последствий при гипотетическом полном отказе системы теплоотвода и
СУЗ. Это довольно убедительно было продемонстрировано в серии весьма
смелых экспериментов на реакторе EBR-2 в США, когда на полной мощности
циркуляция теплоносителя прекращалась, а система управления блокиро-
валась, то есть аварийная защита отключалась. Мощность реактора доволь-
но быстро снижалась до безопасного уровня исключительно за счет благоп-
риятных внутренних связей по реактивности. Никаких нарушений в активной
зоне не было обнаружено. Заметим, как это не курьезно звучит, что при ава-
риях такого рода отрицательный мощностной эффект реактивности играет
неблагоприятную роль. Из-за него реактор как бы противится снижению мощ-
ности при повышении температуры, вызванной прекращением теплоотвода.
В идеале мощностной коэффициент реактивности должен бы быть большим
при повышении мощности и малым при ее снижении.
Внутреннюю устойчивость РБН по отношению к очень большим возмуще-
ниям можно еще больше повысить, если сделать так, чтобы исполнительные
органы СУЗ по достижению определенной температуры механическим путем
без всякого участия электронной системы управления вводились в активную
зону. Это можно осуществить, используя в подвесках этих органов специаль-
но сконструированные разъединяющие звенья, которые автоматически сра-
батывают, например, при превышении точки Кюри, превышении давления
выше заданного и т.п.
5.3. Гипотетические экстремальные случаи
Хотя и маловероятно, что они могут реализоваться, рассмотрим все же
некоторые экстремальные случаи, когда возмущение столь велико, что в ак-
тивной зоне и, возможно, в ее окрестности, начинаются фазовые переходы,
заметно сказывающиеся на реактивности. Имеется в виду кипение теплоно-
сителя и плавление ядерного топлива.
Эффект кипения теплоносителя с точки зрения устойчивости реактора,
характеризуется натриевым пустотным коэффициентом. Последний слага-
103

ется из нескольких компонент различной, вообще говоря, величины и знака,
обусловленныхуменьшением.рассеяния нейтронов натрием. Спектр нейтро-
нов становится более жестким. При этом увеличивается интенсивность де-
ления 2MU, снижается для плутония, увеличиваете;, утечка нейтронов из
приграничных областей активной зоны и, наконец, снижается захват нейтро-
нов в самом натрии. Локальная величина и знак пустотного коэффициента
для различных участков активной зоны, а также экрана, различны. Общее
изменение реактивности при полной потере теплоносителя для больших ак-
тивных зон промышленных РБН с малой утечкой, если не предпринимать
специальных мер, может быть слегка положительным. Но, по-видимому, его
можно скомпенсировать системой управления заранее, с упреждением. Ес-
ли же предположить (невероятный случай), что циркуляция теплоносителя
остановилась, СУЗ отказал, а внутренние реактивностные связи оказались
недостаточными, чтобы снизить мощность до безопасного уровня, то надо
детально рассматривать кинетику процесса. Очевидно, что кипение начнет-
ся там, где температура теплоносителя наивысшая, а давление самое низ-
кое, то есть в области над активной зоной. Затем граница кипения будет
продвигаться вниз. Это сразу же увеличит утечку нейтронов, вызовет появ-
ление заметной отрицательной реактивности и, соответственно, приведет к
снижению мощности.
Одно время очень серьезно рассматривалась возможность проявления
неравновесных эффектов при кипении теплоносителя. Имеется в виду воз-
можность большого перегрева жидкого натрия выше точки кипения, и затем
быстрого, почти мгновенного вскипания по всему его объему. В специальных
лабораторных опытах в очень чистых условиях было показано, что такие пере-
гревы могут достигать 100-200°С. Если это произойдет в реакторе, то может
иметь место резкий положительный скачок реактивности, что чрезвычайно
опасно. Потом пришли к выводу, что такого не должно быть, ибо условия в ак-
тивной зоне далеко не такие чистые, какие были в экспериментах. В ней имеют-
ся небольшие пузырьки газа, попадающие туда из газовых подушек, которые
служат зародышами паровой фазы. Наличие таких пузырьков было подтвер-
ждено исследованиями барометрического эффекта, то есть влияния давления
в активной зоне на реактивность. В БР-5, например, где основную роль играет
утечка нейтронов, мы получили, что изменение реактивности примерно обрат-
но пропорционально давлению. Такая зависимость, попросту, соответствует
закону Бойля-Мариотта, то есть обусловлена сжимаемостью пузырьков (когда
они еще не слишком малы и не сильно сказывается эффект поверхностного
натяжения в них). Кроме того, сама разветвленная поверхность твэлов, с ее
микрошероховатостью, сама по себе способна инициировать фазовый пере-
ход совсем недалеко от точки кипения. Все это, практически, исключает воз-
можность сколько-нибудь ощутимого перегрева натрия.
Несмотря на все вышесказанное снижение (положительной) величины
НПК весьма желательно. Всегда думаешь о том, что погрешность расчета
104

может оказаться заниженной, что мы не учли еще какие-то эффекты, которые
проявятся самым неподходящим образом. Самое простое, что можно здесь
сделать, это увеличить утечку нейтронов. Можно еще больше уплощать ак-
тивную зону, отодвигать экраны. Но это значит увеличивать концентрацию
горючего в топливе, что, как не раз уже указывалось, ухудшает параметры
внешнего топливного цикла. Может увеличиваться также неравномерность
тепловыделения по высоте активной зоны. Впрочем, все дело в количес-
твенных соотношениях, которые, в принципе, могут и позволять двигаться в
этом направлении. Именно такой прием был использован в модернизирован-
ном проекте БН-800, где вообще отказались от верхнего торцевого экрана,
заменив его соответствующей натриевой полостью. Это позволило снизить
величину общего НПК до нуля. При этом, конечно, и заметно снизился KB, но
в нынешних условиях, когда много плутония скопилось на складах, это не так
уж и существенно. Другая, более выгодная возможность, это уменьшать ко-
личество натрия в активной зоне, что можно осуществить, отказавшись, как
указывалось, от профилирования расхода с помощью дросселей. Можно,
кроме того, перейти еще и на использование натрия с некоторым содержани-
ем калия. При этом, правда, несколько понизится температура кипения, но
вряд ли это существенно. Впрочем, уверенности, что этого будет вполне
достаточно, пока нет.
А теперь немного об эффекте расплавления топлива. Плавление, если
оно началось, в первую очередь, будет иметь место там, где наибольшая
плотность тепловыделения, то есть в медианной области активной зоны.
Расплавленное топливо будет стекать вниз по внутреннему каналу, приводя
к соответствующему снижению реактивности.
Можно представить себе совсем уже крайний случай, когда на останов-
ленном реакторе без циркуляции весь натрий выкипит и начнется массовое
плавление топлива за счет остаточного тепловыделения. Затем это рас-
плавленное топливо соберется где-то вместе и образуется вторичная крит-
масса. Именно на такой случай на американском реакторе Энрико Ферми
(там использовалось металлическое топливо с сравнительно низкой тем-
пературой плавления) под активной зоной было создано специальное ус-
тройство, нечто вроде зонтика. По замыслу авторов расплавленное топли-
во, попадая сверху на этот «зонтик», будет растекаться в разные стороны,
что предотвратит образование вторичной критмассы. Известно, чем это
кончилось. «Зонтик» разрушился в потоке натрия. Одна из его пластин
была прижата к нижнему коллектору, что почти полностью перекрыло до-
ступ натрия к некоторым кассетам. Началось плавление топлива, которого
как раз и опасались. Поучительная история! Ради того, чтобы уберечься от
гипотетической аварии, сделали так, что в конце концов произошла реаль-
ная авария. В который раз убеждаешься в том, что усложнение конструк-
ции, пусть и с благой целью, может привести совсем к противоположному
результату.
105

Если все же и думать о возможности вторичной критмассы, то надо опять-
таки учитывать кинетику процесса. А она такова, что неоднородность тепло-
выделения в активной зоне вызовет неодновременное плавление топлива в
разных местах. Постепенно вытекая из различных участков, оно будет раз-
мазываться по деталям конструкции. Локальный теплоотвод при таком рас-
текании топлива будет, вероятно, улучшаться. Скорее всего процесс пойдет
в сторону, противоположную образованию вторичной критмассы. В крайнем
случае можно позаботиться о том, чтобы возможность рассредоточения топ-
лива предусматривалась в самом низу - на дне корпуса. Если же где-то, ска-
жем так, на полпути, топливо задержится и начнется его накопление, то тем-
пература там станет повышаться. Произойдет очередное проплавление и
утечка топлива из этого места, скорее всего, задолго до образования крит-
массы. Впрочем, спекулировать на эту тему можно сколько угодно. Един-
ственный практический вывод это то, что каких-либо экстраординарных мер
для предотвращения образования вторичной критмассы ценою хотя бы со-
всем небольшого ухудшения надежности, принимать не стоит. Пример реак-
тора Энрико Ферми всегда стоит перед глазами.
106

6. ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Работы по внешнему топливному циклу, как уже указывалось, заметно от-
стали от работ по созданию энергетических РБН. До сих пор до конца не отра-
ботан замкнутый топливный цикл в промышленном масштабе. Наши быстрые
реакторы, в основном, работают на И511. Используются лишь отдельные экспе-
риментальные кассеты со смешанным топливом. Разработка оптимальных
для РБН методов химпереработки не вышла из опытной стадии. Поэтому, по-
неволе, раз практического опыта мало, внимание в этом разделе будет уде-
ляться не столько рассмотрению конфетных результатов, сколько общим со-
ображениям и. в том числе, предложениям по рациональному определению
некоторых нужных понятий.
6.1. Воспроизводство горючего
К категории ядерного горючего для РБН со всем основанием можно причис-
лять не только 239Ри, как это вначале принималось, но и другие изотопы, присут-
ствующие в заметных количествах в реакторе, то есть240Ри, 241Pu, 242Ра Все
они делятся (выгорают) на быстрых нейтронах и дают вклад в общую мощ-
ность. Стартовое ядерное горючее может быть любым • то ли чистый 239Ри
(оружейный), то ли многоизотопный плутоний из тепловых реакторов, то ли,
наконец, 23SU. Однако в результате кругооборота топлива через несколько цик-
лов в любом случае образуется плутоний примерно одного и того же изотопно-
го состава, характерного для принятого топливного режима. Наибольший ин-
терес представляет режим самообеспечения, когда все дополнительно выра-
батываемое горючее расходуется на запуск вновь вводимых таких же реакто-
ров и нет подпитки извне. Типичные характеристики такого горючего асимпто-
тического состава приведены в таблице.
Конечно, вклад в мощность 242Ри не велик. Однако в реакторах с более
жестким спектром, например, с металлическим топливом, вклад четных изото-
пов заметно увеличивается. Строго говоря, к категории ядерного горючего сле-
довало бы относить и трансплутониевые изотопы, накапливаемые в реакторе.
Они также хорошо делятся на быстрых нейтронах. Однако в РБН скорость на-
копления этих изотопов мала и даже в очень далеком асимптотическом режи-
Таблица6.1
Характеристики плутониевого оксидного горючего асимптотического состава
для внутренней подзоны (малого обогащения) БН-800
Изотоп
Содержание %
Вклад в мощность %
2Мри
70,9
88,1
««Ри
24,8
6,7
241ри
3,4
5,0
»2Ри
0,9
0.2
107

ме, если они будут оставаться в цикле, их вклад будет невысоким. Для транс-
плутониевых изотопов в реакторе важен не столько их вклад в мощность,
сколько просто возможность их выгорания, то есть уничтожения. Принимать во
внимание энергетический эффект трансплутониевых изотопов, практически,
смысла нет.
Для однозначной характеристики воспроизводящих свойств реакторов
того или иного типа, либо использующих то или иное топливо (оксид, карбид,
нитрид, металл) при их взаимном сопоставлении имеет смысл относить KB к
соответствующему асимптотическому составу горючего. В конечном счете
именно эта величина определяет достижимый темп воспроизводства в дли-
тельном установившемся режиме самообеспечения. Заметим, что различные
реакторы, сопоставляемые между собой по воспроизводящим свойствам, бу-
дут иметь, в общем случае, несколько различный изотопный состав горючего.
Величина асимптотического KB, который мы будем считать стандартным,
то есть используемым для сопоставлений, определяется простой формулой,
основывающейся на балансе нейтронов в реакторе.
В= v-a- 1+Д,-До,
где v и a - средневзвешенные по вкладам всех изотопов горючего в деление
значения v и a;
Л, - вклад в KB за счет размножения нейтронов в ^U;
До - относительные потери нейтронов на захват в конструкционных матери-
алах и теплоносителе. Сюда намеренно не включается захват в накапливаю-
щихся продуктах деления. Этот эффект зависит от достигаемой глубины выго-
рания, которую нельзя сейчас однозначно установить. Стандартный же KB
должен быть вполне определенным.
Вышеприведенная формула для KB количественно определяет образова-
ние нового горючего, по отношению к выгоревшему (то есть разделившемуся)
в реакторе. Этим задается наработка горючего на единицу выработанной при
сгорании плутония энергии. Исторически так сложилось, что с самого начала
использовалось несколько отличное понятие KB, в котором количество вновь
образовавшегося горючего относят ко всему исчезнувшему, то есть не только
за счет деления, но и в результате радиационного захвата. Это означает, что
по существу радиационный захват как бы тоже приравнивается к выгоранию.
Расчетная величина KB в реакторах с расширенным воспроизводством при
этом оказывается заметно заниженной. Представляется, что это не очень ра-
ционально. Строго говоря, нужно тогда считать, что теплотворная способность
горючего, то есть удельное количество энергии, выделяемой при таком выго-
рании, зависит от а. Это означает, что в реакторах с разным нейтронным спек-
тром одно и то же горючее будет обладать различной теплотворной способ-
ностью.
Расчет стандартного KB производится на основании хорошо известных
ядерно-физических данных. Его значение является вполне объективной од-
108

нозначяой характеристикой реактора. К примеру, величина стандартного KB в
первоначальном проекте БН-800 (на окисном топливе) составила 1,46. Хоро-
шая точность расчета KB, порядка 2-3%, в принципе, подтверждается прямыми
балансовыми измерениями накопления горючего в промышленных РБН, вы-
полненными как у нас, так и во Франции.
Темп воспроизводства - X, который входит в показатель экспоненты, опре-
деляющей развитие суммарной мощности РБН в режиме самообеспечения,
есть отношение количества дополнительно наработанного в реакторе за еди-
ницу времени (один год) горючего к его общему количеству в цикле. Его величи-
ну можно выразить следующей формулой:
х 384A3,-1)
аде е, -доля энергии, выделяющейся за счет деления 2MU;
Ф • коэффициент нагрузки реактора;
Т, и Ть - время кампании ТВС и длительность внешнего цикла соответствен-
но;
М, - удельная асимптотическая критзагрузка - вес плутония (всех его изото-
пов) в килограммах, отнесенный к тепловой мощности 1000МВт;
Вг - практический КВ. В нем дополнительно учитываются поправки на
• потери нейтронов на поглощение в осколках;
• потери горючего при химпереработке и изготовлении твэлов;
• исчезновение 241Ри из-за р-распада.
Все эти поправки зависят от параметров промышленного топливного цик-
ла, которые в данное время могут задаваться лишь предположительно. Они
снижают KB, а также вносят заметную неопределенность в В*, и соответствен-
но в X.
В нижеследующей таблице, для примера, приведены расчетные значения
темпа воспроизводства для реактора БН-800 (по первоначальному проекту) с
оксидным, а также металлическим топливом. В первой строке указывается то,
что получено с использованием, скажем так, вероятных, то есть традиционно
принимаемых прогнозных значений технологических параметров, во второй -
некоторые консервативные значения тех же величин.
Таблица 6.2
Значение темпа воспроизводства для БН-800
109
Вид топлива
X вероятное
X консервативное
оксидное
2,5
1,5
металлическое
5,0
3,6

Разумно принять в качестве основного требования, чтобы темп воспроиз-
водства был не ниже темпа развития электроэнергетики вообще. Трудно ска-
зать, каким этот последний должен быть в будущем. Некоторые соображения
по этому поводу - несколько ниже. Однако, если исходить из консервативного
значения X, то можно опасаться, что реакторы с оксидным топливом не будут в
состоянии удовлетворять этому требованию. Конечно, можно думать об ужес-
точении технологических параметров, но это повлечет за собой ухудшение
технико-экономических показателей. Тогда переход к металлическому топли-
ву может оказаться достаточно естественным и безболезненным решением
проблемы.
Теоретически рассматривались возможности различных вариантов гиб-
ридных, иногда называемых гетерогенными, активных зон, в которых одновре-
менно используется как оксидное, так и металлическое топливо. Причем пос-
леднее, во избежание опасности коррозионных эффектов, находится в более
мягких температурных условиях, чем оксидное и загружается в реактор, как
правило, в виде необогащенного урана. В гибридной активной зоне KB заметно
выше, чем в оксидной. Улучшаются и возможности выравнивания тепловыде-
ления, в том числе и по высоте. Однако это означает усложнение технологии и
увеличение нагрузки на топливный цикл. Практическая реализация идеи гиб-
ридной активной зоны, если не будут найдены какие-либо решающие аргумен-
ты (например, снижение натриевого пустотного коэффициента), вряд ли целе-
сообразна. Хотя сама по себе это разумная и даже, можно сказать, изящная
задача.
6.2. Стоимость плутония и топливная составляющая
Довольно остро дебатировался вопрос о том, как нужно правильно учиты-
вать стоимость плутония в стоимости электроэнергии. Имеется в виду, конеч-
но, не конъюнктурная стоимость продукции, а величина, отвечающая (во вся-
ком случае теоретически) затратам труда на ее выработку. Ведь АЭС с РБН яв-
ляется как бы двухцелевой установкой, вырабатывающей наряду с электроэ-
нергией еще и излишний плутоний. Он может быть использован для запуска
вновь вводимых реакторов или направлен на другие нужды. И, если так, то как
следует распределять все производственные затраты между этими двумя про-
дуктами. Конкретно, сколько должен стоить плутоний? В конце концов пришли
к выводу, что цена (стоимость единицы продукции) плутония должна всецело
зависеть от соотношения между его выработкой и потреблением. Если, ска-
жем, плутония недостаточно для полного обеспечения потребностей развива-
ющейся энергетики и РБН должны частично загружаться еще и 235U, то его цена
должна устанавливаться по сопоставлению между обоими этими видами горю-
чего. При этом, естественно, должно учитываться различие в ядерно-физи-
ческих характеристиках того и другого. Однако реально положение совсем
иное. Плутония много и он почти не расходуется. Поэтому сейчас и, по крайней
ПО

мере, в ближайшем будущем, устанавливать какую-либо цену на плутоний,
если иметь в виду чисто энергетическое его использование, не надо. Вернее,
на тот плутоний, который находится в выгружаемых из реактора отработавших
твэлах. По существу, если рассматривать отрасль как единое целое, это - как
бы некий полуфабрикат, используемый в конечном счете для выработки целе-
вой продукции - электроэнергии. Если плутония вырабатывается больше, чем
требуется для удовлетворения потребностей развивающейся отрасли и он
больше нигде не находит масштабного применения, то его надо просто отно-
сить к категории отходов производства. Сопоставлять ему какую-либо стои-
мость, если и в ближайшее время не ожидается его полного использования, не
имеет смысла. Таким образом, топливная составляющая стоимости электро-
энергии должна определяться только затратами по топливному циклу, то есть
стоимостью извлечения плутония из отработавшего топлива и стоимостью из-
готовления новых ТВС, отнесенными к выработанной за кампанию электро-
энергии. Стоимость вводимого в цикл 238U в данном случае ничтожно мала и ею
можно пренебречь. Тем более, что будет использоваться накопившийся в
больших количествах отвальный уран, который ныне относится к категории
отходов производства и имеет (или, во всяком случае, должен иметь), прак-
тически, нулевую стоимость.
Если в будущем плутоний найдет полномасштабное применение, напри-
мер, в высокотемпературных или работающих в переменном режиме тепло-
вых реакторах или, наконец, в реакторах для космоса, то его цена будет уста-
навливаться по сопоставлению с используемым в тех же реакторах обогащен-
ным ураном. При этом нужно будет учитывать разницу в потребляемых коли-
чествах того и другого, определяющуюся различием в их ядерно-физических
свойствах, а также технологические особенности обращения с ним. Выдача
плутония из РБН на сторону будет соответственно снижать топливную состав-
ляющую стоимости вырабатываемой электроэнергии.
6.3. Химическая переработка топлива
Отработавшее топливо из РБН за счет глубокого выгорания обладает вы-
сокой удельной радиоактивностью, в несколько раз превосходящей топливо
из тепловых реакторов. Для спада активности перед началом химпереработки
требуется достаточно длительная выдержка. Это особенно существенно, ког-
да используется традиционная, хорошо отработанная экстракционная водная
химия. По-видимому, только на нее в ближайшее время и придется рассчиты-
вать. Конечно, существуют способы сокращения времени процесса экстракции
с использованием центробежных экстракторов, пульсирующих колонок. Но все
равно опасность недопустимого радиационного воздействия на органические
экстрагенты остается. Чтобы выйти из положения, и не слишком затягивать
выдержку, наши химики предложили и осуществили технологию, по которой
предварительно перед экстракцией, топливо из активной зоны смешивается с
111

ураном из экрана. Удельная активность при этом снижается до приемлемого
уровня. Но экономически это не очень желательно, ибо снижается степень обо-
гащения урана, применяемого сейчас в активной зоне наших РБН. Так, в прин-
ципе можно поступать с плутониевым топливом, по крайней мере, до тех пор,
пока глубина выгорания остается не очень большой. При водной переработке
плутониевого топлива есть еще и другая трудность в перспективе. Процесс
растворения, если концентрация плутония в отработавшем топливе большая,
плохо идет. Химики, в частности, даже опасаются, что это негативно скажется
на технологии, когда придется перерабатывать топливо с большим содержа-
нием высших, слабо делящихся изотопов плутония. Его общее количество в
топливной смеси, естественно, должно быть заметно повышено.
Впрочем, в начальный период массового развития РБН можно будет не за-
ботиться о сокращении выдержки. На этом этапе величина темпа воспроиз-
водства, существенно зависящая от времени внешнего цикла, не очень важна.
Ведь будет много плутония из тепловых реакторов. Чем ему напрасно лежать
на складе, пусть он приносит пользу, спокойно находясь в хранилище отрабо-
танного топлива и позволяя, тем самым, «бесплатно» удлинять время выдержки.
Как представляется, перед началом химпереработки должна производить-
ся разборка ТВС на отдельные твэлы. Или, во всяком случае, отделение конце
виков кассет. Это позволит не загружать излишне химическое производство
Могут использоваться разные способы дистанционной разделки ТВС, напри-
мер, лазерным лучом, с помощью алмазного круга и т.п. Желательно, чтобы
поменьше возникало радиоактивных технологических отходов - стружек, опи-
лок, аэрозолей, загрязняющих оборудование и помещения. В этом отношении
при отделении хвостовиков выгодным может оказаться простое механическое
продавливание. На случай, если произойдет сильное охрупчивание материа-
ла, экспериментально исследовалась возможность применения термического
удара для образования направленных, прежде всего, поперечных трещин на
оболочках ТВС. После локального нагрева до достаточно высокой температу-
ры производилось резкое охлаждение. Но ни вода, ни жидкий азот в качестве
хладоагентов не дали положительных результатов. Как можно было понять,
происходило мгновенное испарение жидкости и образовавшаяся паровая
пленка смягчала термический удар. Может надо было использовать для этого
расплавленный металл? Если получится, это будет хороший способ разделки
ТВС, не дающий мелких фракций.
Вопрос выбора оптимального способа вскрытия самих твэлов также до кон-
ца еще не решен. В НИИАР отрабатывался метод оплавления оболочек. Одна-
ко как представляется технологически, это слишком сложная процедура. Мо-
жет быть стоит, как это кое-где рекомендуется, переводить окись урана в окись-
закись с помощью подачи кислорода? За счет увеличения объема топлива твэ-
лы при этом должны раскрываться. Но нужно предварительно получить доступ
к топливу, то есть разрезать твэлы на отдельные кусочки. Может технологич-
нее будет стравливать (растворять) оболочку, не затрагивая самого топлива?
112

Глубокое убеждение автора, что оптимальные способы очистки топлива из
РБН следует искать среди сухих методов химпереработки. Можно назвать сле-
дующие принципиальные преимущества сухой химии по сравнению с водной:
• ограничения по ядерной безопасности существенно ослабляются; до-
пускается одновременная переработка во много раз большего количест-
ва делящихся материалов, что гораздо технологичнее;
• используется значительно меньшее количество реагентов, что также оз-
начает и меньший объем отходов;
• нет, практически, опасности радиационного воздействия на реагенты;
• плотность конечного продукта и, прежде всего, в виде окиси - весьма вы-
сокая и он может сразу же, почти без дополнительных операций, исполь-
зоваться для загрузки в (виброуплотненные) твэлы или для получения
таблеток окисного топлива;
• нет проблемы переработки и концентрации жидких радиоактивных отхо-
дов; они сразу же получаются в твердом, достаточно концентрированном
виде, удобном для длительного хранения.
Бытует мнение, что сухая химия не может дать столь высокую степень
очистки, как водная. Может быть, это и так, поскольку сухие процессы идут при
высокой температуре, способствующей взаимному проникновению разделяю-
щихся компонент друг в друга. Но ведь для РБН и не нужна очень высокая сте-
пень очистки. Сильных поглотителей быстрых нейтронов и, в том числе среди
осколков, вообще нет. При глубоком выгорании эффект начальной концентра-
ции осколков, практически, не будет сказываться на средней величине погло-
щения ими нейтронов. Для топлива активной зоны, определяющего основную
нагрузку на химию, нет также необходимости отделять плутоний от урана.
Для отработки технологии сухой химии, а также дистанционной рефабрика-
ции ТВС, на базе БОР-60, в НИИАР была создана опытно-промышленная уста-
новка замкнутого топливного цикла. Изучаются два альтернативных метода
химпереработки: фторидный и электрохимический с использованием смеси
расплавленных солей KCI-NaCI. Более предпочтительным, по мнению автора
этих строк, является электрохимический метод. Ныне он разрабатывается
применительно к окисному топливу, но, по-видимому, вполне пригоден и для
металлического. Принципиальные затруднения при фторидном методе связа-
ны с разложением гексафторида плутония и образованием нелетучего четы-
рехфтористого плутония, который осаждается на промежуточных коммуника-
циях. И, вообще, пропускание всей огромной образующейся радиоактивности
через газовую фазу вызывает серьезные опасения из-за возможных утечек.
Если будет показано, что сухая химия достаточно проста и надежна, то име-
ет смысл рассчитывать на создание интегральных комплексов, включающих в
себя наряду с блоками АЭС, также и цеха по регенерации топлива и рефабри-
кации ТВС. Надобность в транспортировке облученного топлива на большие
расстояния, потенциально создающей, ко всему прочему, и определенную эко-
логическую опасность, при этом исчезает.
113

6.4. Рефабрикация ТВС
Технология изготовления твэлов и ТВС в целом являет собой набор после-
довательных, сравнительно простых операций, легко поддающихся автомати-
зации. В то же время необходимость дистанционного, и тем более автоматизи-
рованного производства при замкнутом цикле, обуславливается и высоким ра-
диоактивным фоном, создаваемым ядерным горючим. Интенсивное гамма-из-
лучение связано с большим содержанием 241Ри, а также наличием осколков,
остающихся при неполной очистке. Возникает и повышенный нейтронный фон
за счет спонтанного деления, а также (а,п) реакции, особенно если присутству-
ют в заметном количестве высшие изотопы.
Высоко автоматизированная технология изготовления ТВС отрабатывает-
ся на опытной цепочке в составе интегрального комплекса в НИИАР. Основное
оборудование по нашему заданию и при нашем участии было разработано,
изготовлено и смонтировано в 70-х гг. специалистами ГДР. Главной задачей
было продемонстрировать осуществимость рефабрикации твэлов и ТВС в ав-
томатическом режиме на базе высокофонового топлива из реактора БОР-60.
Поскольку воспроизводство в этом реакторе отсутствует (отражатель сделан
из никеля), необходимая подпитка плутонием производится извне.
С самого начала была взята ориентация на виброуплотненное топливо.
Технология изготовления твэлов с вибротопливом особенно хорошо поддает-
ся автоматизации и позволяет сократить число операций по сравнению с таб-
леточной. Сами гранулы высокой плотности легко получаются на выходе элек-
трохимической цепочки. Цепочка рефабрикации после недолгих пусконала-
дочных работ была введена в строй и стала выдавать продукцию. К сожале-
нию, радиохимическую цепочку не удалось так быстро подготовить и пришлось
на первом этапе весь плутоний вообще брать со стороны. Для производства
гранул использовался только конечный участок электрохимии. Подбор грану-
лометрического состава обеспечивает после виброуплотнения достижение
усредненной плотности порядка 9-9.5г/см3, что отвечает необходимым требо-
ваниям для выгораний 8-10%. Была достигнута хорошая однородность рас-
пределения плутония, а также равномерная плотность топлива в твэле. Для
более глубоких выгораний потребуется, естественно, меньшая усредненная
плотность, что в принципе сделать несложно. Вероятно, при этом можно будет
избавиться от самой мелкой, пылящей фракции. Ответственная операция -
приварка верхней заглушки после загрузки в твэл топлива выполняется мето-
дом аргонно-дуговой сварки, управляемой вращающимся магнитным полем.
Не удалось вовремя подготовить технологию так называемой «магнитной
всхлопки», которая, как представляется, лучше всего, можно сказать, идеаль-
но, подходит для дистанционных условий.
На цепочке было получено довольно большое количество ТВС для БОР-60.
В то же время на специально созданных участках были изготовлены опытные
виброуплотненные ТВС для БН-350, а затем и БН-600. Реакторный опыт рабо-
114

ты изготовленных ТВС - в целом положительный. Однако в самом начале на
БОР-60 все же были случаи преждевременного выхода полученных виброуп-
лотненных твэлов из строя за счет, как удалось установить, остатков в топливе
соли (хлора). Нам не очень хотелось прибегать к отмывке топлива от соли во-
дой. Это противоречит самому принципу сухой переработки. И, естественно,
накладывает определенные ограничения на технологические процессы в свя-
зи с возрастающими при этом требованиями по ядерной безопасности. И поэ-
тому с самого начала здесь применялась сушка конечного продукта с нагрева-
нием до высокой температуры. По-видимому, это оказалось недостаточным.
Пришлось от нее отказаться и перейти, можно надеяться временно, на водную
отмывку.
Опыт работы высоко автоматизированной дистанционной цепочки для из-
готовления ТВС вполне положительный. Можно только добавить в заключе-
ние, что, по-видимому, вовсе не обязательно в таких цепочках абсолютно все
операции делать полностью автоматическими. Как и всюду требуется здравый
смысл. Для некоторых операций, используемых хоть и регулярно, но с больши-
ми перерывами, в частности, при сборке ТВС, можно ограничиться лишь дис-
танционным управлением с вмешательством оператора. Система получится
более простой, и соответственно более надежной.
6.5. Отходы
После извлечения из отработавшего топлива плутония и урана, а затем
(или может быть даже совместно) и других актинидных изотопов, в образую-
щемся конгломерате остается почти весь набор накопившихся осколков. Сре-
ди осколков есть потенциально полезные и ценные элементы, такие как цезий,
стронций, технеций, палладий и другие, которые могут понадобиться в буду-
щем. Поэтому весь этот конгломерат к отходам, в полном смысле этого слова,
причислять нельзя. Его нужно не хоронить, а хранить с тем, чтобы иметь воз-
можность, когда потребуется, извлекать нужные компоненты. Естественно, что
осколки должны быть в разбавленном виде и находиться в подходящем для
этого матричном материале. В этом отношении весьма привлекателен соле-
вой концентрат, непосредственно образующийся в результате электрохими-
ческого извлечения топлива. Соли KCI-NaCI удобны для последующего хими-
ческого или электрохимического выделения находящихся в них элементов. Ни
в какое сравнение с этим не может идти то, что получается в результате слож-
ного процесса остекловывания, после которого извлечь что-либо так просто
вряд ли удастся. Кристаллические решетки солей благодаря сильным ионным
связям весьма стабильны. Они не очень разрушаются в больших, представля-
ющих практический интерес радиационных полях, и допускают высокий уро-
вень внедренной в них радиоактивности. Проводившиеся экспериментальные
исследования хорошо это подтверждают. Такой первичный конгломерат мо-
жет быть достаточно компактным и объем контролируемых хранилищ для них
115

в масштабе всей атомной энергетики на многие десятки лет вперед • не чрез-
мерен. Контейнеры с первичным конгломератом должны быть технологически
герметичными и охлаждаться воздухом сперва за счет принудительной, а за-
тем естественной циркуляции. Следует избегать доступа в хранилища воды.
Радиационные поля в хранилищах могут быть использованы в промышленном
масштабе для целей радиационной химии, консервации продуктов и т.п.
После извлечения полезных компонент останется лишь то, что, действи-
тельно, следует считать отходами. Через несколько сот лет мощность радиа-
ции в них упадет до уровня излучения того естественного урана, который был
использован для приготовления топлива. Тогда эти отходы с полным правом
могут быть удалены туда, откуда был взят уран, то есть в недра земли. Баланс
радиационной активности в природе при этом не нарушится. По-видимому, в
глубинные изолированные пласты и, в том числе, водоносные, их можно уда-
лять и значительно раньше. Весьма обнадеживающий опыт подземного захо-
ронения жидких радиоактивных отходов получен в НИИАР. Имеется ряд бла-
гоприятных обстоятельств к этому. Во-первых, закачивание жидких отходов в
землю - сама по себе технологически простая и удобная операция. Во-вторых,
реликтовые подземные слои, а к ним принадлежит тот, который используется в
Димитровграде, отделены от соседних (по высоте) водоносных слоев толсты-
ми водонепроницаемыми пластами. Никакого обмена, никакой связи между
ними нет. Об этом можно судить хотя бы по тому, что по составу растворенных
в них примесей, они различаются самым существенным образом. В-третьих,
естественное движение воды в них очень слабое - обычно порядка нескольких
метров в год. И, наконец, пожалуй самое главное, - адсорбирующая способ-
ность среды в таких водоносных слоях очень высока. Вода в них как бы прохо-
дит через хороший высокоэффективный фильтр, который задерживает приме-
си. Почти вся активность в практике подземного захоронения в Димитровграде
локализовалась в районе нагнетательных скважин. Не требуется, по-видимо-
му, даже особой химической подготовки закачиваемой воды - нейтрализации, к
которой сперва прибегали. Лишь рутений уходил довольно далеко, на сотни
метров, примерно в соответствии с продвижением фронта закачиваемой во-
ды. Но, период полураспада рутения сравнительно небольшой и через два -
три десятка лет его активность становится ничтожной. Замечу, что автор этих
строк, находясь тогда в Димитровграде и обладая определенной степенью от-
ветственности, сперва довольно настороженно относился к идее подземного
захоронения радиоактивных отходов. Однако после получения опыта, изуче-
ния и анализа всех обстоятельств процесса, сделался ее убежденным сторон-
ником.
В заключение следует отметить, что несмотря на периодически поднимае-
мый ажиотаж по поводу судьбы далеких и близких актинидов, автор этих строк
твердо придерживается мнения, что их можно и нужно сжигать в быстрых реак-
торах. Никаких других технологических каналов для их уничтожения и удале-
ния создавать нет необходимости.
116

6.6. Проблема ядерного нераспространения
В связи с тем, что плутоний является основным ядерным горючим для РБН,
возникает законный вопрос - не осложнит ли их широкомасштабное использо-
вание проблему нераспространения ядерного оружия. Имеется в виду, как воз-
можность проведения скрытых работ по ядерному оружию в рамках государ-
ственной структуры, так и угроза хищения плутония террористическими груп-
пировками. Заметим здесь, что плутоний и без того накапливается в больших
количествах при работе энергетических тепловых реакторов. Правда, топлив-
ный цикл тепловых реакторов не требует обязательной химпереработки. Плу-
тоний может долго оставаться в отработавших твэлах, что не позволяет непос-
редственно использовать его для изготовления зарядов.
Быстрые реакторы, также как и тепловые, должны ставиться под контроль
МАГАТЭ. Существует ряд факторов, облегчающих контроль и снижающих
опасность, несанкционированного использования плутония из РБН. Наличие
высших изотопов в плутонии, предназначенном для загрузки в твэлы, а также
возможная примесь трансплутониевых элементов, создает значительный гам-
ма, и отчасти, нейтронный фон, легко улавливаемый обычными дозиметричес-
кими приборами и, в то же время, затрудняющий, скажем так, кустарное обра-
щение с ним. Еще более интенсивное гамма-излучение будет иметь место при
неполной химической очистке, если применяются сухие методы переработки.
И, наконец, можно напомнить, что нет необходимости вообще отделять плуто-
ний от урана для использования его в активной зоне РБН. А создание интег-
ральных комплексов АЭС совместно с предприятиями топливного цикла поз-
волит практически отказаться от дальних перевозок горючего и, тем самым, ис-
ключить опасность его хищения в пути.
И, в заключение, следует отметить, что, как известно, энергетический мно-
гоизотопный плутоний малоэффективен при использовании в ядерном ору-
жии. По-видимому, только плутоний из экрана по своим свойствам приближа-
ется к оружейному. К тому же сам по себе он создает лишь сравнительно ма-
лый радиационный фон. В этом отношении здесь особо желательна неполная
очистка от осколков. А если на то пойдет, можно будет и здесь отказаться от
полного разделения компонент и извлекать плутоний вместе с частью урана в
нужной пропорции. В тоже время освобождающийся в связи с сокращением
ядерных вооружений плутоний, когда это потребуется, наилучшим образом
может быть использован именно в РБН. В них он будет перерабатываться в ма-
лоэффективный для оружия, недостаточно эффективный в качестве горючего
и притом сильно излучающий материал.
117

7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Сейчас со всей определенностью можно утверждать, что только атомная
энергетика открывает дорогу в будущее, что это - единственный источник,
который позволит полностью удовлетворить энергетические потребности
человечества на ближайшее будущее и на тысячелетия вперед. Возможнос-
ти дальнейшего наращивания потребления органического топлива, ресурсы
которого и без того довольно ограничены, упираются в экологический пото-
лок. Это и локальное, уже сейчас недопустимое загрязнение атмосферы и
местности в ряде развитых экономических районов. Это и кислотные дожди,
выпадающие далеко за пределами этих районов. Это, наконец, и поистине
глобальный парниковый эффект, от которого вообще никуда не деться. С
другой стороны, разве это разумно сжигать ценнейшие органические ве-
щества, которые природа накапливала сотни миллионов лет и которые, если
так будет продолжаться, буквально будут выпущены в трубу за десятки, в
крайнем случае, сотни лет? Это же невосполнимое сырье для многих отрас-
лей народного хозяйства. Разве можно таким образом обкрадывать гряду-
щие поколения? Другие источники энергии не спасут положение. Возможнос-
ти развития гидроэнергетики практически исчерпаны. И так уже нанесен
серьезный экологический ущерб бездумным строительством равнинных гид-
ростанций. Солнечные же, ветровые и т.п. установки - слишком дорогие и ма-
лонадежные, чтобы можно было думать об их широкомасштабном использо-
вании.
Человечеству повезло, что технически подготовленная, экономически
целесообразная, экологически чистая атомная энергетика подоспела как раз
вовремя, когда начали ощущаться ограничения в традиционных способах
выработки энергии. Конечно, критики могут оспорить термин с экологически
чистая». Но, несомненно, одно - в нормальных условиях АЭС не приносят
никакого вреда окружающей среде. Недопустимый выброс радиоактивности
наружу, которого все опасаются, может быть только результатом аварии. Ее
можно предупредить, локализовать, ограничить соответствующими мерами.
Неблагоприятные же экологические последствия присущи работе обычных
электростанций всегда, то есть в нормальном рутинном режиме. Здесь уже
ничего не поделаешь, такова их природа.
Можно говорить и о термоядерной энергетике. Но ее проблемы еще не
решены даже в научно-лабораторном плане. И нельзя не видеть тех принци-
пиальных технических трудностей, которые ее ожидают и которых лишена
атомная энергетика. Ядерный реактор, в частности, позволяет иметь внутри
активной зоны хорошо развитую, омываемую теплоносителем поверхность
теплопередачи, что не нарушает хода цепной реакции и в то же время обес-
печивает высокую удельную мощность. В случае же термоядерного реактора
наличие теплоносителя и других посторонних веществ в зоне реакции про-
сто недопустимо. Съем же тепла с наружной поверхности требует фантасти-
118

чески больших значений тепле-напряженности. Первую стенку далеко не ото-
двинешь, надо еще создавать и удерживающее магнитное поле.
Основой развития атомной энергетики должны служить РБН, обладаю-
щие свойством расширенного воспроизводства ядерного горючего, теорема
существования которых убедительно доказана. Существенно, что при пол-
ном использовании всего добываемого урана делается энергетически целе-
сообразной разработка даже бедных месторождений с концентрацией на
два порядка ниже, чем сейчас. При этом, кстати, удельное энергосодержа-
ние в таких бедных рудах будет все же в несколько раз выше, чем, скажем, в
угле. Сырьевая база атомной энергетики за счет использования РБН расши-
ряется, таким образом, поистине неизмеримо.
В самом начале мы думали, что геологических запасов урана у нас, если
ориентироваться на тепловые реакторы, не так много и надо спешно созда-
вать РБН. Составлялись программы, нацеленные на то, чтобы суммарная
мощность АЭС с РБН к концу текущего столетия составила 20 тыс. МВт. Од-
нако разведанных запасов урана оказалось заметно больше, чем вначале
предполагалось. К тому же чернобыльские события отразились на програм-
ме атомной энергетики, затормозив ее развитие и сократив предполагавше-
еся потребление урана вообще. Конечно, чернобыльский синдром будет
преодолен и атомная энергетика снова станет развиваться ощутимыми тем-
пами, но сперва за счет традиционных, хорошо освоенных ВВЭР.
Выбор наиболее выгодного типа АЭС должен всецело определяться эко-
номическими соображениями, то есть минимальностью (трудовых) затрат на
производство конечного продукта - электроэнергии. Сейчас по удельным ка-
питальным затратам РБН уступают тепловым реакторам. В литературе мож-
но встретить самые разные оценки того, насколько велик этот проигрыш.
Разнобой в оценках можно объяснить тем, что сравнение во многих случаях
проводится в несопоставимых условиях. В частности, сравниваются первые
опытные РБН с хорошо отработанными серийными тепловыми реакторами, к
тому же разнящимися по времени ввода в эксплуатацию. Трудно с надеж-
ностью перенести уже имевшие место реальные затраты на будущие серий-
ные установки. Однако можно со всей определенностью утверждать, что нет
никаких физических или технических причин, которые бы привели к слишком
большой разнице в капиталовложениях. Стоимость «замороженного» в крит-
массе энергетического плутония не такая уж большая. Она, как указывалось,
должна определяться всего лишь затратами на его извлечение из отрабо-
тавших твэлов. Конечно, в РБН есть дополнительный промежуточный кон-
тур. Но зато термический КПД у них значительно выше, чем в тепловых реак-
торах. А отсутствие сколько-нибудь высоких давлений позволяет делать кор-
пус и трубопроводы сравнительно тонкостенными, менее металлоемкими.
Если все привести к сопоставимым условиям (при одинаковом подходе к
оценке исходных данных, то получается, что при равной мощности блока
удельные капиталовложения для РБН больше, чем для ВВЭР примерно на
119

30%. Вопрос о научно обоснованном учете вклада капитальных затрат в сто-
имость продукции (отвечающей общим затратам труда или, как у нас принято
называть, расчетным затратам) в свое время детально рассматривался ав-
тором этой книги. Общий вывод - существующая у нас методика с ее дирек-
тивными коэффициентами отчислений завышает истинный вклад капита-
ловложений в стоимость конечного продукта, в данном случае электроэнер-
гии. Проводимые расчеты экономических показателей (расчетных затрат)
ставят, таким образом, РБН с их сравнительно большими капиталовложени-
ями незаслуженно в невыгодном положении.
Хотя в величине топливной составляющей стоимости электроэнергии
имеется еще большая неопределенность, несомненно, что здесь уже тепло-
вые реакторы должны уступать быстрым. Вероятно, малая величина топлив-
ной составляющей все же не может спасти положения, и в целом в нынешних
условиях РБН по экономическим показателям должны проигрывать ВВЭР.
Однако с течением времени ситуация будет меняться в пользу РБН. Во-пер-
вых, надо думать, что хотя бы частично удастся реализовать сравнительно
большие возможности для их совершенствования, о чем, например, говори-
лось выше. А, кроме того, малые габариты активной зоны и низкие давления,
с точки зрения технологии изготовления комплектующего оборудования,
больше способствуют повышению единичной мощности блока, чем в случае
тепловых реакторов. Удельные капитальные затраты, можно ожидать, будут
заметно снижаться. И, во-вторых, топливная составляющая для РБН будет
существенно уменьшаться уже только за счет увеличения глубины выгора-
ния. В то же время, по мере исчерпания богатых месторождений, уран при-
дется добывать из все более бедных руд и затраты на него будут возрастать.
Топливная составляющая для тепловых реакторов будет соответственно
увеличиваться. Инверсия экономической выгодности - не за горами. Широко
же масштабное строительство РБН надо начинать до того, когда наступит
эта инверсия. Иначе потом придется слишком долго эксплуатировать сде-
лавшиеся экономически невыгодными, но не исчерпавшие своего физичес-
кого ресурса тепловые реакторы.
До недавнего времени бытовало мнение, что РБН должны обязательно
иметь малое время удвоения вплоть до 7 лет, чтобы удовлетворить быстро
растущим энергетическим потребностям, которые ожидаются в будущем.
Сторонники такой точки зрения считали, что РБН нынешнего типа, следова-
тельно, неперспективны и надо создавать совершенно новые «улучшенные»
реакторы, способные обеспечить такое малое время удвоения. Нужно сразу
же сказать, что исходные предпосылки здесь не только не обоснованы, но и
просто не верны. Нетрудно видеть, что при столь высоком темпе развития
даже атомная энергетика, лишенная ограничений обычной (нет парникового
эффекта), довольно скоро упрется в общий абсолютный предеп энергети-
ческого развития, установленный самой природой. В самом деле уже сейчас
все тепло антропогенного происхождения составляет примерно 0,01% по от-
120

ношению к общему потоку солнечной энергии, достигающей земли. При 7*
летнем времени удвоения энергетики эта цифра всего за 50 лет возрастет
больше, чем на два порядка. А это приведет к увеличению температуры зем-
ной поверхности (считая, что отдача тепла пропорциональна Т4 и не учиты-
вая изменения отражательной способности атмосферы) в среднем пример-
но на 1°С. Региональные же изменения температуры могут быть еще более
значительными. В результате усилятся атмосферные процессы, что может
повлечь за собой непредсказуемые изменения климата. Дальнейшее нара-
щивание энергетических мощностей, по-видимому, уже вовсе недопустимо.
Вряд ли имеет смысл создавать (если вообще это возможно) какие-то экзоти-
ческие реакторы, за счет, несомненно, ухудшения других параметров, на та-
кой очень короткий срок. Можно было бы предположить, что, если не в асимп-
тотическом, то хотя бы в начальном переходном режиме будут нужны РБН с
таким высоким темпом воспроизводства. Но это тоже не так, ибо, когда пона-
добится, можно будет подпитывать обычные РБН плутонием из тепловых
реакторов, благо его окажется предостаточно.
А сейчас уже распространяется мнение о том, что нынешние РБН, наобо-
рот, обладают слишком большой способностью к воспроизводству и их надо
«улучшать» в другую сторону, то есть уменьшать КВ. Иначе, дескать, в мире
окажется слишком много плутония, который представляет опасность, как по
своей токсичности, так и из-за угрозы его хищения и использования терро-
ристами для изготовления ядерного оружия. Но это уже другая крайность.
Во-первых, страхи перед плутонием явно преувеличены. В современном
мире есть немало такого, что представляет большую опасность для здо-
ровья и жизни людей, а также может быть использовано в своих целях терро-
ристами. Но это достижения прогресса, плоды научно-технической револю-
ции, без которых ныне нельзя обойтись. Принимаются лишь необходимые
организационно-технические меры для предотвращения возможных небла-
гоприятных последствий. Так должно быть и в случае плутония. Во-вторых,
сколько бы ни было плутония, он всегда может найти применение в топлив-
ном цикле РБН, откуда извлечь его постороннему вряд ли удастся. Можно
увеличивать время выдержки перед химпереработкой. Можно снижать
удельное тепловыделение в активной зоне, что полезно для достижения
особо глубоких выгораний. Величина KB, кстати, при этом за счет увеличения
захвата нейтронов в осколках будет снижаться сама собой. Будет большая
свобода для использования АЭС с РБН не только в базовом, но и в перемен-
ных режимах. С учетом, что ценность плутония, в принципе, должна быть не-
значительной, все это может дать немалые технико-экономические выгоды.
В большинстве районов земного шара удельное производство энергии на
душу населения весьма мало. Там потребуется восполнять этот пробел и
догонять экономически развитые страны. В связи с глобальным ограничени-
ем в развитии энергетики в будущем международному сообществу придется,
по-видимому, вводить энергетические квоты для разных стран. Значит, на
I21

долю тех, у кого уже сейчас развитая энергетика, останется еще меньше воз-
можностей для ее наращивания.
Широкое внедрение РБН, можно полагать, начнется в начале следующего
столетия. До этого надо будет создавать малые серии прмышленных РБН с
задачей не столько выработки электроэнергии и воспроизводства горючего,
сколько исследования возможностей улучшения общих технико-экономичес-
ких характеристик, отработки и проверки новых технических вариантов и пред-
ложений. При этом вряд ли имеет смысл подвергать ревизии основные устано-
вившиеся принципы такие, например, как выбор натриевого теплоносителя и
его рабочей температуры, которую, во всяком случае, не стоит повышать. Или
принятые значения теплонапряженности твэлов, которую также не следует
форсировать. Или, наконец, использование на ближайшем этапе окисного топ-
лива с возможной перспективой перейти в будущем на металлическое.
Одна из главнейших задач - это увеличение глубины выгорания топлива
вплоть до 20-25%. Ее придется решать постепенно, набирая опыт испытаний
твэлов на действующих промышленных реакторах. Эти эксперименты по
своей природе весьма длительны. Их нельзя форсировать за счет, скажем,
повышения теплонапряженности, ибо результаты при этом будут непредста-
вительными. Нецелесообразно также с целью выработки конкретных практи-
ческих рекомендаций проводить ускоренные исследования по вакансионно-
му распуханию материалов в особо интенсивных потоках быстрых нейтро-
нов или других частиц на ускорителях. Хотя, конечно, с общенаучной точки
зрения это может быть полезно. Вакансионное распухание в значительной
мере обусловлено миграцией дефектов - процессом, который протекает во
времени и его сокращать нельзя. Температурное же стимулирование мигра-
ции неадекватно реальным условиям, в которых должен находиться испыты-
ваемый материал. Надо проводить эти исследования в условиях сопостави-
мых с реакторными, лучше всего на самих реакторах. Особое внимание при
этом следует обратить на материалы ферритомартенситного класса. Надо
также определить, являются ли твэлы с вибротопливом, обладающие пре-
имуществом в технологичности изготовления, достаточно работоспособны-
ми по сравнению с таблеточными твэлами.
Определенные возможности дает использование ториевого цикла в быс-
трых реакторах. Тория в природных месторождениях больше, чем урана. В
ториевом цикле исключается потенциальная опасность, связанная с высо-
кой токсичностью плутония. Возникает, правда, проблема радиотория с его
жестким гамма-излучением. Но именно потому, что оно сильнопроникающее,
его легко контролировать. Ториевый цикл с расширенным воспроизводст-
вом рассматривался и в применении к тепловым реакторам. Величина а, как
давно известно, довольно большая и, вообще говоря, мало меняется с энер-
гией падающих нейтронов. Здесь РБН мало выигрывают. Но в быстрых реак-
торах несравненно меньше влияние осколков на KB, доступен более широ-
кий выбор конструкционных материалов для активной зоны.
122

Важнейшей задачей в области физики реакторов является детальное
исследование натриевого пустотного эффекта, кинетики процессов, в кото-
рых он проявляется и определение мер, необходимых для гарантированного
предотвращения опасных последствий в аварийных случаях. Важно, по-ви-
димому, стремиться к повышению внутреннего KB, приближая его к единице.
Хотя все технические и экономические аспекты этого надо еще более де-
тально исследовать.
Необходимо обеспечить отработку и широкомасштабные испытания бо-
лее надежных элементов оборудования системы теплопередачи и, прежде
всего, парогенераторов. Представляется, что особое внимание следует уде-
лить обратным парогенераторам различной конструкции. Имеет смысл ин-
тенсифицировать работы по созданию электромагнитных насосов для глав-
ных циркуляционных контуров. Надо, по-видимому, более решительно идти
по пути применения многослойных сильфонов для компенсации температур-
ных деформаций трубопроводов.
Внимание надо уделить профилактике и локализации пожаров натрия и
его последствий. Возможно стоит более тщательно проработать вопрос о
замене бетона в натриевых боксах другим, более подходящим материалом,
либо о достаточно простой и надежной обпицовке всех поверхностей в них.
Следует разработать хорошие незабивающиеся фильтры для улавливания
натриевых аэрозолей лучше всего пассивного действия, на основе, скажем,
барботажа воздуха через слой воды.
Предстоит еще сделать обоснованный выбор между интегральной и пет-
левой (или гибридной) компоновками оборудования, между крупными и ма-
лыми (модульными) реакторными блоками, поскольку до сих пор нет единого
мнения на сей счет. Представляется целесообразным детально прорабо-
тать упомянутые в тексте радикальные предложения по возможному совер-
шенствованию РБН, носящие дискуссионный характер, но сулящие, если их
удастся реализовать, немалые выгоды.
Нужно создать надежные промышленные установки для сухой химичес-
кой переработки топлива, на основе электрохимических процессов в рас-
плавленных солях, ориентируясь на неполную очистку от осколков. Разрабо-
тать цепочки для дистанционного автоматизированного изготовления ТВС с
таким топливом. Следует изучить целесообразность создания в будущем
интегральных комплексов АЭС совместно с предприятиями внешнего топ-
ливного цикла. Следует также уделить внимание вопросам хранения первич-
ного конгломерата, содержащего всю гамму осколков, с возможностью про-
мышленного использования радиационных полей, а также последующего из-
влечения ценных компонент.
123

8. ПРИЛОЖЕНИЯ
8.1. Плотность тепловыделения и параметры активной зоны
В стационарном режиме соблюдается баланс между развиваемой мощ-
ностью и выносимым из активной зоны теплом. Средняя мощность одного
твэла составляет
mH/k,
где т - максимальная линейная теллонапряженность твэлов;
к - общий коэффициент неравномерности тепловыделения;
Н - высота активной зоны.
Количество твэлов в активной зоне равно
4SQ - е)
«d» '
где S • площадь сечения активной зоны;
е - доля сечения, занимаемая натрием;
d- диаметр твэла.
Для простоты доля сечения активной зоны, занимаемая чехлами ТВС и
составляющая, например, в БН-600 около 8%, здесь не учитывается. Общая
развиваемая мощность активной зоны, таким образом, равна
4mHS(l - е)
kJtd2
С другой стороны, количество выводимого в единицу времени тепла мож-
но записать следующим образом:
cATvSe
К '
где с - теплоемкость натрия в единице объема;
AT • средний подогрев натрия в активной зоне;
v • максимальная скорость натрия в активной зоне;
к, - радиальный коэффициент неравномерности тепловыделения.
Величина к, входит сюда, поскольку расход и, следовательно, скорость
теплоносителя профилируется по радиусу. Приравнивая между собой обе
эти величины, находим
1 r xcATvk.d1
- = [ + ——'— •
б 4тН
где к, - коэффициент неравномерности тепловыделения по высоте. Под-
ставляя е в выражение для выводимого из активной зоны тепла и отнеся пос-
124

леднее к единице объема активной зоны, находим соотношение для плот-
ности тепловыделения - р
1 _ wkd* t k,H
р 4m cATv
8Л. Концентрация горючего в топливе в зависимости
. от изменения конфигурации (уплощения) активной зоны
По мере уплощения активной зоны относительная утечка нейтронов из
нее увеличивается. Для нас, в данном случае, не важно наличие отражателя,
ибо конкретное значение величины утечки в приводимых здесь сугубо ориен-
тировочных выкладках не играет роли. Соответственно с уплощением повы-
шается и равновесная концентрация горючего в топливе 0. Будем считать,
что объем активной зоны и доли компонент в ней (твэлы и теплоноситель) со-
храняются неизменными. Условие критичности есть
к.ш -1 ¦
где приближенно
к =к-?.
здесь к, есть коэффициент размножения для чистого плутония
k,= v-1-o
и
P-S*.
стц .
В к „ для простоты не учитываются не очень большие и противоположные
по знаку вклады от деления 238U и паразитного захвата нейтронов в инертных
материалах.
Величина ш есть вероятность избежать утечки нейтронов
1 bS
Здесь V - объем активной зоны и S - ее поверхность.
Если изменение конфигурации небольшое, то величину b можно считать
константой. Найдем ее из приведенного выше условия критичности приме-
нительно к конфигурации с минимальной поверхностью, когда высота Н и
диаметр D равны друг другу
H, = D0.
125

Заметим, что решение диффузионного уравнения дает для случая мини-
мальной критмассы голого реактора немного отличное от этого соотношение
H0 = 0,92D0.
Для случая минимальной поверхности можно записать
и соответственно
Степень уплощения будем характеризовать величиной
х = Н/Н0.
Учитывая, что объем активной зоны при изменении уплощения остается
постоянным, несложно получить следующее выражение
s 2 vt \
где F(x) = - + 2-Jx .
х
И теперь, исключая лишнее из найденных соотношений, получаем следу-
ющую формулу для искомой зависимости от степени уплощения, в данном
случае от х
e = pU-F(x)R ЧЬ
1
R = l-
гдв к Л
Эта формула - очень приближенная. Она может применяться для грубых
экспрессных оценок, но не отходя слишком далеко от конфигурации с мини-
мальной поверхностью. Для случая больших уплощений она вовсе не приме-
нима. Величину и при этом уже нельзя считать константой, ибо поток утекаю-
щих с поверхности нейтронов становится сугубо неоднородным.
126

8.3. Зависимость подогрева теплоносителя от времени
при расхолаживании реактора с помощью естественной
циркуляции
Напор естественной циркуляции в квазистационарном режиме пропор-
ционален подогреву теплоносителя
Др~ДТ.
В то же время для ориентировочной оценки можно принять, что перепад
давления теплоносителя в контуре (в основном за счет активной зоны) про-
порционален квадрату его скорости (расхода)
Др-v2.
И, наконец, количество выносимого в единицу времени из активной зоны
тепла в равновесии пропорционально мощности остаточного тепловыделе-
ния
vAT-W.
Исключая из этих соотношений р и v, находим
ДТ~\Л/2Я.
Для приближенных качественных оценок можно использовать грубую, но
весьма простую, зависимость величины остаточного тепловыделения от
времени, предложенную в свое время К.Вей. После длительной работы на
постоянной мощности остаточное тепловыделение, в основном, обратно
пропорционально корню пятой степени из времени, прошедшего после оста-
новки реактора.
w-ri/s
И теперь получаем окончательно
дТ-г2/15.
8.4. Об эффекте вибраций дистанционированных трубок
Трубки.'находящиеся в пучках и омываемые теплоносителем, дистанцио-
нируются между собой обычно с постоянным шагом. Дистанционирование не
является абсолютно жестким. Между трубками и дистанционирующими опо-
рами существуют технологические зазоры, в пределах которых могут проис-
ходить колебания трубок, создающие опасность истирания материала. Мож-
но высказать некоторые простые соображения о характере колебаний и сте-
пени их опасности в различных условиях.
Рассмотрим для примера случай, когда трубка жестко закреплена с двух
концов и имеется лишь одно дистанционирующее устройство с некоторым
127

небольшим зазором в середине. Амплитуда колебаний первой гармоники
трубки в целом (с пучностью в центре) ограничивается, очевидно, величиной
зазора. Энергия этих колебаний из-за малости амплитуды невелика. Самое
же главное то, что скорость центрального участка труб::и по мере приближе-
ния к опоре снижается практически до нуля и удара почти не происходит.
Следовательно, никакие резонансные явления, отвечающие первой гармо-
нике, если они и возникают в потоке теплоносителя • не страшны.
Другое дело - колебания каждого плеча в отдельности. Их амплитуды не
ограничены опорами и могут быть большими. Будем иметь в виду и здесь
первые гармоники. Нетрудно видеть, что эффект этих колебаний на опору
зависит от соотношения фаз между ними. Если фазы противоположны, то
они просто соответствуют второй гармонике трубки в целом, с узлом в цент-
ре. Никаких усилий на опору здесь нет. Совсем другая картина, если колеба-
ния синфазны. Эти колебания прижимают центральный участок трубки попе-
ременно то к одной, то к другой стороне опоры. Причем, скорость этого участ-
ка в момент соприкосновения с опорой может быть заметной, а передавае-
мые усилия • значительными.
В реальности совсем одинаковых соседних плечей не может быть. По
частоте колебаний они будут несколько отличаться друг от друга. Это озна-
чает, что соотношения между фазами все время меняются, то есть имеют
место биения. Пока фазы примерно противоположны, происходит беспре-
пятственный набор энергии колебаний (отсос из потока). Затем, когда фазы
сближаются эта энергия начинает расходоваться на удары об опору. Могут
возникать неупругие деформации и происходить истирание материала. Чем
ближе частота колебаний в соседних плечах друг к другу, тем больше период
биений и тем больше, следовательно, при прочих равных условиях, набор
энергии возбуждаемых колебаний. Наиболее опасные эффекты, таким обра-
зом, можно ожидать при почти одинаковой длине соседних участков. Поэто-
му, если зазоры при дистанционировании могут быть большими, то для га-
рантии лучше делать так, чтобы длины соседних участков существенно раз-
личались между собой (но не были бы кратными). При этом период биений
будет коротким, а набираемая энергия колебаний за это время, соответ-
ственно малой. По-видимому, целесообразно иметь не один, а, скажем, два
различных чередующихся друг с другом шага дистанционирования.
8.5. Размер парогенератора и удельная металлоемкость
Главный показатель здесь удельная металлоемкость корпуса. Вес стенок
корпуса пропорционален
jcDHo,
где Н • высота корпуса;
D- диаметр корпуса;
а - толщина стенки.
128

Рис.5. Уровень натрия в дефектной трубке парогенераторе
Мощность парогенератора пропорциональна количеству трубок, следо-
вательно, поперечному сечению корпуса
тЛ
Отнеся вес стенок к сечению корпуса, находим, что удельная металлоем-
кость пропорциональна
Ho7D.
Определяющие основную нагрузку на стенки корпуса тангенсиальные на-
пряжения равны
pD/2a,
где р - давление внутри корпуса.
При заданном давлении величина тангенсиальных напряжений из триви-
альных соображений не должна зависеть от размеров корпуса, то есть
D/o- = const.
Высота корпуса при данной конструкции практически всегда одна и та же.
Следовательно, значение удельной металлоемкости корпуса не зависит от
размеров парогенератора. То же самое можно отнести и к трубным решет-
кам. Вес трубного пучка на единицу мощности парогенератора при заданной
теплонапряженности также не зависит от размера парогенератора. Таким
образом, в первом приближении можно считать, что удельная металлоем-
129

кость не зависит от размеров (мощности) парогенератора при заданных ос-
тальных параметрах.
8.6. Уровень натрия в дефектной трубке обратного
парогенератора
При появлении протечки воды образующийся пар вытесняет натрий из
дефектной трубки. Расход через нее прекращается и внутри, в общем случае
устанавливается некоторый уровень натрия. Схематично это показано на
рис. 8.1, где рядом расположена также неповрежденная трубка. Давление на
нижнем срезе обеих трубок одинаковое, то есть
Ро + mgH - Др = Ро + mgh.
где р0 - давление натрия в верхнем коллекторе;
Др - перепад давления натрия в парогенераторе.
Таким образом,
mg(H-h) = Др.
Уровень устанавливается таким сЗразом, что вес столба вытесненного
натрия равняется перепаду давления в парогенераторе. Чем больше Др, тем
ниже отодвигается уровень. Для полного выталкивания натрия из дефектной
трубки нужно, чтобы
mgH = Др.
Для парогенератора, например, высотой Юм перепад давления, при ко-
тором уровень уходит за нижний предел трубки, должен быть 1атм. Изгибы
трубок, например, компенсационные, уменьшают величину Н при данном Др,
улучшая, тем самым, условия для полного выталкивания натрия из трубки. В
ту же сторону действует и наклон парогенератора в целом.
8.7. Запаздывающие нейтроны в переходных режимах
Интересна реакция датчиков, регистрирующих запаздывающие нейтро-
ны, на изменение мощности реактора. При набросе мощности интенсивность
запаздывающих нейтронов сразу же резко возрастает. Затем начинается не-
который спад до тех пор, пока не установится новый стационарный уровень
более высокий, чем прежде. Причем, этот уровень непропорционально выше
прироста мощности. Аналогичная картина, но в обратном порядке, имеет
место при скачке мощности вниз. А интенсивность запаздывающих нейтро-
нов, если мощность снижается до прежнего уровня, как правило, возвраща-
ется к своей первоначальной величине. Такую картину можно объяснить
диффузионным характером процесса выхода предшественников нейтронно-
активных изотопов из дефектного твэла в теплоноситель. При постоянной
мощности в приграничном слое топлива в районе дефекта устанавливается
130

некоторое стационарное распределение предшественников, обусловлен-
ное динамическим равновесием между их образованием и исчезновением за
счет утечки в теплоноситель, а также распада. Грубо говоря, можно считать,
что предшественники выходят из некоего эффективного приграничного слоя
определенной толщины. При повышении мощности, скорость образования
предшественников увеличивается. Но за счет сопутствующего повышения
температуры усиливается и их миграция и, следовательно, эффективная
толщина слоя, из которого они выходят, увеличивается. Причем, плотность
предшественников в добавляющемся при этом объеме оказывается доволь-
но большой, так как эффект утечки до этого там был незначителен. Поток
наружу резко возрастает, что и соответствует первоначальному скачку ин-
тенсивности запаздывающих нейтронов. В дальнейшем, за счет некоторого
обеднения, в результате усилившейся утечки глубинного слоя, общий поток
наружу начинает снижаться. В конце концов, устанавливается новое стацио-
нарное распределение предшественников в приграничном слое. В стацио-
нарном состоянии общая интенсивность запаздывающих нейтронов, за счет
увеличения толщины эффективного слоя их выхода, растет непропорцио-
нально мощности. Для случая запаздывающих нейтронов другого происхож-
дения • за счет поверхностного загрязнения или за счет попавшего в теплоно-
ситель и увлекаемого им топлива, картина совсем иная - их интенсивность
просто следует за мощностью реактора. Заметим, что при очень большом на-
бросе мощности может произойти и необратимое изменение (увеличение)
дефекта, обусловленное большим раскрытием трещины.
131

ЛИТЕРАТУРА
1. Лейпунский АЛ. II Избранные труды. Воспоминания: Сб. Под ред. Б.Ф.Громова и
др. • Киев.: Наукова думка. -1990.
2. АбагянЛ.П., Базазянц Н.О., Николаев МЛ и др. Групповые константы для расче-
та реакторов и защиты. - М.: Энергоатомиздат. -1981.
3. Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС. - М.: Энергоатомиздат. -1986.
4. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах / Под ред. Багдасаро-
ва Ю.Е. - М.: Атомиздат. -1969.
5. Беланова Т.С., Игиаткж А.В., Пащенко А.Б. и др. Радиационный захват нейтро-
нов: Справочник. - М.: Энергоатомиздат. -1986.
6. Жуков А.В., Сорокин АЛ., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых
реакторов: расчетные программы и практические приложения. - М.: Энергоатомиз-
дат.-1991.
7. Казанский Ю.А., Дупин В.А., Зиновьев В.П. Методы изучения реакторных характе-
ристик на критических сборках. - М.: Энергоатомиздат. -1977.
8. Казанский Ю.А, Матусевич ? С. Экспериментальные методы физики реакторов. -
М.: Энергоатомиздат. -1984.
9. Казачковский О.Д. Экономическая оптимизация в атомной энергетике. - 4.1: Эле-
менты теории стоимости. - Препр. НИИАР. - Мелекесс. -1970.
10. Казачковский О.Д. Экономическая отимизация в атомной энергетике. - Ч.2.: Эко-
номика атомной энергетики. - Препр. НИИАР. - Мелекесс. -1970.
11. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообмен-
ники, парогенераторы) / Под ред. Кириллова П.Л. - М.: Энергоатомиздат. -1984.
12. Оцененные нейтронные константы урана-235 / Под ред. Кузьминова БД - Минск.:
Наука и техника. -1985.
13. Лихачев Ю.И., Пупко В.Я., Попов В.В. Методы расчета на прочность тепловы-
деляющих элементов ядерных реакторов. • М.: Энергоатомиздат. -1982.
14. Логинов Н.И. Электромагнитные преобразователи расхода жидких металлов. -
М.: Атомэнергоиздат. -1981.
15. Мантпик Ф., Шмид И., Мильбауэр П. и др. Методы и программы теплогидравли-
ческого расчета сборок твэлов быстрых реакторов. - Прага: Институт ядерных ис-
следований.-1987.
16. Марчук ГЛ. Методы расчета ядерных реакторов. - М.: Госатомиздат. -1961.
17. Митенков Ф.М., Новинский Э.Г., Будов В.М. Главные циркуляционные насосы
АЭС. - М.: Энергоатомиздат. -1990.
18. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.Н. Использование тория в ядерных реак-
торах. - М.: Энергоатомиздат. -1983.
19. Николаев МЛ., Базазянц И.О. Анизотропия неупругого рассеяния. - М.: Атомиз-
дат.-1972.
20. Николаев МЛ., Рязанов Б.Г., Савоськин М.М. и др. Многогрупповое приближение
в теории переноса нейтронов. - М.: Энергоатомиздат. -1984.
21. Успехи физики деления ядер/ Под ред. Смиренкина Г.Н. - Москва, 1965.
22. Стависский Ю.Я, Абрамов АЛ, Ваньков А.А. и др. Радиационный захват быст-
рых нейтронов. • М.: Атомиздат. • 1970.
23. Субботин В.И., Ибрагимов М., Ушаков ПА. и др. Гидродинамика и теплообмен в
атомных энергетических установках (основы расчета). - М.: Атомиздат. • 1975.
132

24. СуббопшВМ., Ивановский МЛ, Арнольдов МЯФизж>тлужхю
нения жидкометаллических теплоносителей. - М.: Атомиздат. -1970.
25. Турчин H.U., Дробышв А.В. Экспериментальные жидкометаллические стенды. -
М.: Атомиздат. • 1978.
26. Усачев П.Н., Бобков Ю.Г. Теория возмущений и планирование экспериментов в
проблеме ядерных данных для реакторов. - М.: Атомиздат. • 1980.
27. Цыканов В.А., Давыдов ? Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элемен-
тов ядерных реакторов (статьи и сообщения). - М.: Атомиздат. -1977.
К разделу 1
1.1. Казачковский ОД. Состояние и перспективы развития АЭС с быстрыми реактора-
ми // Атомная энергия. -1984. • Т.56. - Вып.6. - С.365.
1.2. Казачковский ОД, Афанасьев В.А., Грязев ВМ и др. Основные результаты экс-
плуатации установки БОР-60//Атомная энергия. -1975. -Т.38. • Вып.З. -С.131.
1.3. Казачковский ОД, Вотинов С.Н., Лебедев И.Г. и др. Исследование рабочего па-
кета реактора БР-5 с горючим из двуокиси плутония //Атомная энергия. -1968. -
Т.24.-Вып.2.-С.136.
1.4. Казачковский ОД, Жуков А.В., Сорокин АЛ. и др. Температурные поля в формо-
измененных ТВС // Атомная энергия. -1988. - Т.65. - Вып.2. - С.89.
1.5. Kazachkovsky O.D., Lytkin V.B. Fast power reactors. Atomic energy review. IAEA. Vi-
ena.-1965,v.3,No.4,p.47.
1.6. Казачковский ОД, Мешков А.Г., Митенков Ф.М. и др. Развитие и опыт эксплуата-
ции реакторов на быстрых нейтронах в СССР // Nuclear power experience. IAEA. Vi-
ena.-1983,v.5,p.17.
1.7. Казачковский ОД, Мешков AT., Митенков Ф.М. и др. Развитие и опыт эксплуата-
ции быстрых реакторов в СССР // Атомная энергия. -1983. - Т.54. - Вып.4. - С.262.
1.8. Кочетков Л.А. Основные итоги эксплуатации опытно-промышленных АЭС с быс-
трыми реакторами БН-350 и БН-600. Fast breeder reactors: Experience and trends.
IAEA Viena.-1986, v.1,p.37.
1.9. Lejpunski A.I., Blagovolin S.M., Baturov B.B. at all. Der Versuchreaktor BOR-60 und
seine experimentelie Begrundung. Kernenergie. -1969, H.6, S.-198.
1.10. Лейпунский А.И., Казачковский ОД., Батуров Б.Б. и др. Опыт сооружения и
пуска реактора БОР-60 // Атомная энергия. -1971. - Т.ЗО. - Вып.2. - С.165.
1.11. Лейпунский АЛ, Казачковский ОД, ОвечкинДМ и др. Итоги восьмилетней экс-
плуатации реактора БР-5. Kernenergie. -1969, Р.8, S.264.
1.12. Лейпунский AM., Казачковский ОД, Пинхасик М.С. и др. Опыт эксплуатации ре-
актора БР-5. Operating experience with power reactors. IAEA. Viena. -1963, v.1, p.189.
1.13. Лейпунский А.И., Казачковский ОД, Пинхасик М.С. Будущее быстрых реакторов
//Атомная энергия. -1961. -Т.11. - Вып.4. - С.370.
1.14. Лейпунский AM., Казачковский ОД, Стекопьников В.В. и др. Опыт проектирова-
ния и эксплуатации быстрых реакторов в СССР. Peaceful uses of atomic energy.
IAEA. Viena.-1972, v.5,p.37.
К разделу 2
2.1. Лейпунский AM., Казачковский ОД, Шихов СБ. и др. Использование неурановых
разбавителей плутония в больших быстрых реакторах-размножителях // Атомная
энергия. • 1966. - Т.21. - Вып.2. • С.84.
133

2.2. Лейпунский АЛ, Абрамов А.И., Андреев В.Н. и др. Исследования по физике реак-
торов на быстрых нейтронах // Атомная энергия. -1958. - T.S. - Вып.З. - С.227.
2.3. Усачев J1.H. Уравнение для ценности нейтронов, кинетика реактора и теория воз-
мущения. В сб.: Реакторостроение и теория реакторов. • М.: Изд.-во АН СССР. •
1955.-С.251.
К разделу 3
3.1. Багдасаров Ю.Е, Казачковский ОД Расчет нестационарного температурного поля в
канапе реа1стораитермоупругихнапряженийвобопочкетепповыд^^
//Атомная энергия. -1962. -Т.13. - Вып.3. -С.241.
3.2. Жуков А.В., Казачковский ОД, Матюхин НМ и др. Интенсификация теплообме-
на в ТВС быстрых реакторов с встречными проволочными навивками // Атомная
энергия. -1985. - Т.58. • Вып.5. - С.325.
3.3. Казачковский ОД. Метод собственных функций в задаче о выравнивании темпе-
ратуры в ТВС // Атомная энергия. -1985. - Т.58. - Вып.5. - С.321.
3.4. Казачковский ОД. О тепловых ударах на оболочках тепловыделяющих элемен-
тов // Атомная энергия. -1962. - Т.12. - Выл.З. - С.230.
К разделу4
4.1. Казачковский ОД, Антипин Г.К., Афанасьев В.А. и др. Аварийное расхолажива-
ние установки БОР-60 // Атомная энергия. -1973. - Т.34. - Вып.5. - С.341.
4.2. Казачковский ОД, Бай В.Ф., Борискж В.А. и др. Результаты испытаний и эксплуа-
тации модульного парогенератора натрий - вода //Атомная энергия. -1975. - Т.39.
-ВЫП.5.-С.315.
4.3. Казачковский ОД., Краснояров Н.В., Никольский Р.В. и др. К вопросу о выборе
параметров большого быстрого реактора // Атомная энергия. -1971. - Т.ЗО. -
Вып.2.-С.174.
4.4. Казачковский ОД, Старков О.В., Кочеткова ЕА. и др. Некоторые особенности спла-
вов системы натрий-калий-цезий// Атомная энергия. -1992. -Т.73.- Вып.6. • С.500.
4.5. Козлов Ф.А., Сергеев ГЛ., Волчков Л.Г. и др. Исследование процессов при малых
течах пара в натрий на модели обратного парогенератора // Атомная энергия. •
1982. -Т.53. - Вып.4. - С.231.
4.6. Сроелов В.С. Никольский Р.В., Чернобровкин Ю.В. идр. Особенности аварийных
процессов при возникновении течи воды в натрий в обратном парогенераторе
// Атомная энергия. -1986. - Т.60. - Вып. 1 - С.11.
4.7. Сроелов B.C., Сайгин А.А., Бочарин П.П. Исследование малых течей на моделях
обратного парогенератора. - Препр. НИИАР П-33 C27). - Димитровград. -1977.
4.8. Сроелов B.C., Бочарин П.П., Сайгин А.А. и др. Исследование скорости разруше-
ния стали 10Х2М при попадании воды в натрий в обратном парогенераторе
// Атомная энергия. -1984. - Т.56. - Вып.1.- С.25.
К разделу 5
5.1. Казачковский ОД. О некоторых общих принципах подхода к повышению безопас-
ности АЭС // Атомная энергия. -1988. - Т.64. - Вып.4. С.245.
5.2. Кривицкий И.Ю., Матвеев В.И., Белов СБ. и др. Исследования, разработка и
обоснование активной зоны с нулевым пустотным эффектом реактивности реак-
134

тора БН-800. Международная конференция по безопасности быстрых реакторов с
натриевым охлаждением (г.Обнинск, Россия. 3-7 окт. 1994г.).
К разделу 6
6.1. Бобров СБ., Казачковский О.Д., Матвеев В.И. и др. Сравнительные параметры
топливного цикла быстрых реакторов с различной активной зоной // Атомная энер-
гия. -1988. - Т.64. - Вып.1. - С.56.
6.2. Инютин ЕЛ Кочетков А.П. Цикунов AT. и др. Выдержка радиоактивных отходов
до захоронения // Атомная энергия. -1990. - Т.69. - Вып.6. - С.402.
6.3. Казачковский ОД. О критериях экономической оптимизации. - Препр. ФЭИ. - Обнинск,
1987.
6.4. Казачковский О.Д. Реакторы на быстрых нейтронах - взгляд в будущее //Атомная
энергия. -1987. - Т.63. - Выл.5. - С.222.
6.5. Казачковский ОД.Кириппов ЕВ. Определение цены на плутоний, используемый
в качестве ядерного горючего // Атомная энергия. -1967. - Т.22. - Вып.6. - С.439.
6.6. Казачковский О.Д., Матвеев В.И., ТротювМ.Ф.идр. Определение характеристик
воспроизводства ядерного топлива в быстрых реакторах // Атомная энергия. -
1987.-Т.62.-Вып.6.-С.371.
6.7. Михайлов В.Н. Возвращение оружейного плутония в атомную энергетику. Global-
93 Сиэтл, США.-1993.
6.8. Ринейский А.А. Сопоставление технико-экономических характеристик АЭС с сов-
ременными тепловыми и быстрыми реакторами //Атомная энергия. -1982. - Т.53.
- Вып.6. - С.360.
К разделу 7
7.1. Бобров СБ., Данипычев А. В., Елисеев В А и др. Пути развития быстрых энергети-
ческих реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства// Атомная энергия.
-1983.-Т.54.-Вып.4.-С.269.
135

Научное издание
Казачковский Олег Дмитриевич
РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Научно-технические мемуары
Редактор О.Ю.Минаева
Технический редактор Н.Ю.Егорова
Оформление обложки Д. А. Яценко
Подписано в печать с оригинала-макета 14.03.95.
Формат 60x90/16. Бумага типографская. Печать офсетная.
Печл. 8,5. Тираж 2000 экз. Заказ N 218.
Оригинал-макет подготовлен
в редакционно-издательском отделе ИАТЭ г.Обнинска
Фабрика офсетной печати. 249020 г.Обнинск, ул. Королева, 6