50 лет работы реактора ВВР-М

В 50-х годах прошлого века во всем мире интенсивно шло создание исследовательских реакторов. В Советском Союзе было принято решение о строительстве почти двух десятков исследовательских реакторов в стране и за рубежом. Каждый из них должен был стать своего рода центром развития ядерной науки. Для строительства был разработан проект серийного реактора ВВР-С, в основу которого взяли построенный в 1954 году в Курчатовском институте реактор ВВР-2. В активной зоне использовались твэлы (тепловыделяющие элементы) ЭК-10 с обогащением по урану-235 до 10%. Мощность реактора ВВР-С была 2 МВт и нейтронный поток на уровне 10¹³ н/см²с. Строили их, как правило, при существующих физических институтах самого разного профиля. В большинстве таких институтов ядерная физика и технология были развиты слабо или вообще не были представлены в научной тематике. Это не относилось к Физико-техническому институту им.А.Ф.Иоффе АН СССР, где заведующий лабораторией профессор Лев Ильич Русинов развернул энергичную деятельность по модернизации серийного проекта реактора с целью повышения потока тепловых нейтронов до уровня 10¹⁴ н/см²с. Техническое задание на разработку реактора ВВР-М в 1956 году было разработано в Ордена Ленина лаборатории измерительных приборов АН СССР в отделе оптических приборов совместно с Ленинградским Физико-техническим институтом АН СССР и утверждено заместителем начальника ЛИП АН СССР академиком Александровым А.П.

Использовались три момента для повышения потока: стержневые твэлы ЭК-10 заменялись на трубчатые элементы ВВР-М, мощность реактора увеличивалась до 10 МВт и активная зона окружалась бериллиевым отражателем. Технический проект реактора и рабочие чертежи были разработаны специально созданным КБ в Физико-техническом институте. Проект реактора ВВР-М был доложен на 2-й Женевской конференции Ю.Г.Николаевым. В проект реактора ВВР-С стремились вносить минимум изменений для использования преимуществ комплексной поставки оборудования при строительстве. По этому проекту строили сразу два реактора – один в г.Гатчине при Физико-техническом институте и один в г.Киеве при Институте физики АН УССР.

В Гатчине строительство началось в 1956 году, а в декабре 1959 года был проведен физический пуск реактора ВВР-М. В 1960 году реактор вывели на мегаваттные мощности и проводились первые научные эксперименты, а в 1961 году началась постоянная эксплуатация и систематические исследования на нейтронных пучках.

В эти годы в мире работало 12 исследовательских реакторов с потоком тепловых нейтронов на уровне 10¹⁴ н/см²с, и реактор ВВР-М позволял выполнять исследования на достаточно конкурентно-способном источнике нейтронов.

В 1960-1980-х годах под руководством академика А.П.Александрова систематически проводились совещания по координации работ на исследовательских реакторах. Постепенно каждый из центров находил свою преимущественную тематику исследований. Диапазон направлений был очень широк – от прикладных и даже производственных работ до фундаментальных исследований. В Гатчине основные успехи достигались в области фундаментальных физических исследований, хотя выполнялись и выполняются многие прикладные работы. Перечислить полученные за 50 лет научные результаты в статье невозможно. Наиболее значимые из них и получившие широкую известность - это работы в области физики ядра и элементарных частиц; в области физики конденсированного состояния.

В области физики и техники реакторов необходимо отметить основные результаты. Эти работы позволили реактору ВВР-М не только успешно работать первые 50 лет, но и существенно увеличить его экспериментальные возможности.

Огромное внимание было уделено совершенствованию твэлов. Совместными усилиями Петербургского института ядерной физики, Машиностроительного завода, Новосибирского завода химконцентратов и Всесоюзного института неорганических материалов несколькими этапами первоначальная конструкция твэла ВВР-М1 была доведена до совершенной конструкции ВВР-М5 . Удельная теплопередающая поверхность увеличилась

с 3,6 см^-1 до 6,6 см^-1, а максимальная достигнутая в реакторе удельная мощность с 466 кВт/л до 900 кВт/л. Разрешенная мощность реактора увеличена с 10 до 18 МВт. По развитию удельной теплопередающей поверхности эти параметры совпадают с пластинами твэлов типа МТR и FRM2, но именно только с пластинами. В реакторах с ТВС типа МТR значительная часть объема занята конструктивными элементами боковых держателей, чего нет в зоне ВВР-М. В моноблоках типа FRM2 нет возможности использовать для экспериментов объем активной зоны, в отличие от реактора ВВР-М.

Размещение специальных каналов в активной зоне позволяет проводить облучения в потоках тепловых нейтронов на уровне
(2-4)^.10¹⁴ н/см²с.

Сложная геометрия активной зоны и довольно частое её изменение потребовали развития расчетных методик и их аттестации. Для оперативных расчетов используется диффузионная программа HEXA-BANK. Трехмерные расчеты, связанные с обоснованием экспериментальных устройств, выполняются с помощью программы МСNP, реализующей метод Монте - Карло.

В настоящее время твэльная тематика ограничивается испытанием новых твэлов для других реакторов, поскольку твэл ВВР-М5 настолько оптимизирован, что пока идей его усовершенствования не находится. Испытания проводятся непосредственно в активной зоне реактора, а оценка герметичности проводится в водяной петле по скорости утечки осколков деления.

В 60-х годах была сооружена петля с органическим теплоносителем для испытания термоэлектронных преобразователей. Полученные результаты по мощности в 1 кВт на кубический сантиметр преобразователя и ток короткого замыкания 18 ампер на квадратный сантиметр катода выглядели обещающими, но ресурсные испытания были отменены. Петлевые опыты плохо сочетались с исследованиями на выведенных пучках нейтронов, которые являются основной тематикой на нашем реакторе.

Значительное расширение экспериментальных возможностей реактора произошло в конце 1960-х годов с созданием дополнительных горизонтальных каналов для вывода нейтронов. Вместо девяти радиальных каналов и одной тепловой колонны стало 16 каналов, причем два из них расположены по касательной к зоне и один канал сквозной. Примерно в то же время произведена модернизация двух узлов реактора:

 Разработаны и изготовлены новые малогабаритные сервоприводы стержней управления, и это позволило размещать стержни практически в любых ячейках активной зоны. Важно, что был освобожден центр активной зоны, где можно получить максимальный поток тепловых нейтронов;

 Над верхней крышкой реакторного бака создана горячая камера, что позволило размещать в зоне экспериментальные каналы с достаточно объемной и сложной головной частью и значительно облегчило загрузку - разгрузку материалов для облучения в вертикальных каналах. Возможность коммерческого получения радиоактивных источников для промышленности и медицины стала существенным подспорьем для персонала реактора ВВР-М.

Наиболее сложным экспериментальным устройством был источник холодных нейтронов в центре зоны с выводом ультрахолодных нейтронов и поляризованных холодных нейтронов. В бериллиевом отражателе размещена вышеупомянутая водяная петля для испытания твэлов и низкотемпературный канал для облучения.

Следует также отметить, по крайней мере, одну важную работу, выполненную на реакторе ВВР-М для проекта создаваемого в ПИЯФ реактора ПИК, а именно был экспериментально обоснован выбор стержней выгорающего поглотителя и подтверждена их работоспособность.

После 50 лет работы естественно увеличивается внимание к состоянию многих узлов и систем реактора. Безопасная работа реактора определяется соответствием его систем текущим требованиям и нормам для исследовательских реакторов. Нормативные требования с годами ужесточаются и независимо от технического состояния и возраста каждый реактор должен совершенствовать свои механизмы и системы. Такая работа идет непрерывно. Заменена часть трубопроводов первого контура, поскольку это было дешевле, чем обосновать их соответствие современным требованиям к изготовлению. Заменены главные циркуляционные насосы.

В плане работ по модернизации на реакторе ВВР-М есть несколько существенных моментов. Требуется реализация разработанного проекта резервного пульта управления. Ждет разработки система управления реактором (СУЗ) на современных элементах. Многие исследовательские реакторы 50-х годов полностью заменили СУЗ, включая пульты. К сожалению, сравнительного анализа на этих реакторах по вероятности отказов СУЗ нет. Менять все же надо, хотя бы исходя из морального старения.

Корпус реактора изготовили из алюминиевого сплава САВ1. Образцы САВ1 были облучены до флюенса 2,6^.10²² н/см² (нейтрон на квадратный сантиметр) и измерены их механические свойства при этом флюенсе. Материал значительно снизил свою пластичность, но остался достаточно прочным для наших условий. Периодическое измерение толщины материала показывает отсутствие заметной коррозии. Поскольку за 50 лет накоплен флюенс около 2^.10²² н/см², а мы приняли безопасный предел как 2,2^.10²² н/см², то новые образцы поставлены для облучения в реактор СМ до флюенса 3^.10²² н/см². Облучение и дальнейшее испытание образцов требует заметных финансовых затрат, но на них приходится идти в это сложное время.

Стареют не только материалы и механизмы. Стареют люди. 50 лет тому назад реактор пускал персонал, где люди старше 30 лет были наперечёт, теперь наоборот, наперечёт люди младше 30 лет.

Где предел работоспособности реактора?

Естественно, при окончании потребности для полезного использования и при невозможности или экономической нецелесообразности поддержать ресурс безопасной работы. Что касается ВВР-М, то его востребованность для работ по фундаментальным задачам современной физики - налицо. Уже есть проект создания нового источника холодных и ультрахолодных нейтронов высокой интенсивности с использованием жидкого гелия. Новый источник будет размещен в нише «тепловой колонны». Это будет её вторая реконструкция.

Научный руководитель

реакторной базы ПИЯФ РАН К.А.Коноплев

Статья приводится в сокращении, полный вариант в журнале «Атомная энергия» №12 2009г.