Создание экспериментальной энергетической установки БОР-60 явилось важнейшим этапом в развитии ядерной науки и техники нашей страны. Еще в 1955 году Правительством было принято решение о сооружении реактора БН-250 (впоследствии БН-350) на Мангышлакском полуострове для обеспечения опресненной водой и электроэнергией предприятий г. Шевченко, и реактор БОР-60 был предназначен для обоснования и экспериментальной проверки основных технических и технологических решений, определяющих параметры перспективных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Это был новый тип реактора и новый тип реакторной установки.
Начало разработки реактора БОР-60 (Быстрый Опытный Реактор) относится к концу 1963 года. Научным руководителем новой установки стал ФЭИ, Главным конструктором было назначено ОКБ «Гидропресс», Генпроектантом – ВНИПИЭТ. Задача реактора БОР-60 и всей РУ заключалась в проверке и отработке физических и теплотехнических параметров, а также технологии радиоактивного натрия для использования при создании в ближайшем будущем быстрых реакторов большой мощности. Строить новый реактор было решено при Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) в г. Мелекессе (с 1972 года Димитровград).
Технологическая схема установки БОР-60 была принята трехконтурной. В первом и втором контурах использовался натриевый теплоноситель, третий контур – пароводяной контур турбины. Двухпетлевое решение схемы позволяло при аварийном состоянии одной петли производить расхолаживание установки с помощью второй петли, что обеспечивало безопасность работы реактора и установки в целом. При тепловой мощности реактора БОР-60 в 60 МВт температура натрия на входе/выходе реактора должна составлять 340/520 °С соответственно.
Конструктивно реактор состоял из корпуса, корзины с напорным коллектором и поворотных пробок. Корпус реактора представлял собой сварную цилиндрическую обечайку из нержавеющей стали диаметром 1400 мм и эллиптическим днищем. Средняя и нижняя части корпуса заключались в герметичный кожух, предотвращающий контакт натрия с воздухом при неплотности в корпусе или трубопроводах. Сверху реактор закрывался двумя эксцентрично расположенными поворотными пробками для наведения перегрузочных приспособлений на заданную ячейку активной зоны или экрана. Чтобы исключить утечку газа, пробки уплотнялись при помощи гидрозатворов, заполненных сплавом свинец-висмут; при работе реактора этот сплав поддерживался в замороженном состоянии. На малой поворотной пробке располагались приводы органов СУЗ. Внутри корпуса реактора размещалась корзина с напорным коллектором и тепловой защитой корпуса. Напорный коллектор служил для установки пакетов активной зоны и экранов, а также для гидравлического закрепления и удержания пакетов.
Активная зона реактора, имеющая высоту 45 см и диаметр 40 см, состоит из шестигранных пакетов, количество которых может меняться в зависимости от вида топлива, режима и степени выгорания. В рабочей части пакета размещались 37 твэлов. Активная зона реактора окружена экраном-отражателем из двуокиси урана и обедненного урана, поэтому тепловая энергия выделялась как в активной зоне, так и в отражателе. Топливом реактора являлся оксид урана, обогащением 45-90 % по урану-235 или МОХ-топливо (смесь оксидов урана и плутония).
В систему аварийной защиты реактора входят борные стержни с обогащенным бором-10. Реактор окружен тепловой и биологической защитой из стали, чугуна, закиси железа, тяжелого бетона, графита и минеральной ваты, и размещен в специальной шахте.
В реакторе теплоноситель натрий проходит параллельно через пакеты активной зоны и бокового экрана, через зазоры между обечайками стальной защиты корпуса и поступает в верхнюю камеру смешения. Из нее нагретый натрий выходит через два патрубка и поступает в промежуточные теплообменники, где проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию второго контура.
Каждая из петель второго контура представляет собой блок тепловой мощностью 30 МВт, включающий в себя промежуточный теплообменник, циркуляционный насос и парогенератор. Давление натрия, циркулирующего во втором контуре, всегда ниже давления в первом контуре, что исключает возможность перетекания радиоактивного натрия.
В ОКБ «Гидропресс» особое внимание уделялось экспериментальному обоснованию проекта. В период 1964-1968 гг. около 30 % всех экспериментальных стендовых мощностей ОКБ «Гидропресс» было задействовано на исследования по тематике БН и, главным образом, оборудования и узлов БОР-60. По парогенераторам для БОР-60 в ОКБ «Гидропресс» были развернуты экспериментальные работы как по обоснованию их теплогидравлических характеристик, так и по исследованию проблемы взаимодействия натрий-вода. Проверка решений по электрообогреву проводилась непосредственно при обогреве стендов и рабочих участков.
В ОКБ «Гидропресс» были разработаны новые конструкции промежуточных теплообменников натрий-натрий и парогенераторов (ПГ). Если промежуточные теплообменники предназначались непосредственно для РУ БОР-60, то парогенераторы рассматривались как прототипы для будущей АЭС БН-600. В связи с этим в одной петле БОР-60 было намечено установить змеевиковый ПГ, представляющий собой малую модель проектируемого корпусного парогенератора БН-600, а во второй петле предполагалось иметь ПГ с естественной циркуляцией (впоследствии от него отказались).
Проекты выполнялись быстро, решения по их реализации принимались без задержек и проволочек. Достаточно сказать, что уже в начале 1965 года (т.е. спустя 2 года после получения задания) был утвержден технический проект реактора (решение НТС Минсредмаша от 03.06.65 г.). Одновременно шла разработка рабочей документации, а в Мелекессе было начато возведение строительных конструкций. При утверждении эскизного проекта для размещения быстрого опытного реактора его мощность была увеличена до 60 МВт (тепловых), и он получил название БОР-60 (в поручении министра Минсредмаша А.П. Завенягиня от 26 июля 1956 года о сооружении в г. Мелекессе ряда ядерных установок реактор назывался БН-50 с мощностью 50 МВт).
Изготовление корпуса и внутрикорпусных узлов реактора по чертежам ОКБ «Гидропресс» было начато в 1966 году на Ижорском заводе, а теплообменников и ПГ – на Балтийском. Механизмы СУЗ и ряд других узлов, в частности, уникальная система наведения механизма для загрузки-выгрузки топливных пакетов, изготовлена в ОКБ «Гидропресс» в содружестве с предприятиями г. Подольска.
Особенность сооружения установки БОР-60 заключалась в быстроте изготовления уникального оборудование и его монтаже. В этом заслуга работников Главного управления министерства, специалистов заказчика, Научного руководителя и Главного конструктора, которые постоянно следили за изготовлением изделий, вели авторский надзор, оперативно исправляли ошибки, решали вопросы отклонений от проекта, обеспечивали снабжение и финансирование работ.
Строительство здания реакторной установки в Мелекессе стартовало в мае 1965 года, строительство здания для турбины началось позднее. С конца 1967 года в НИИАР начались монтажные работы. К концу 1968 года был смонтирован корпус реактора, основные и вспомогательные натриевые контуры, системы электроснабжения и автоматики. Для уточнения некоторых физических параметров были проведены критические опыты без теплоносителя. В декабре 1968 года состоялся «сухой» физический пуск реактора.
С августа 1969 года началась отладка натриевых систем, заливка натрия, завершившаяся 26 ноября, проверка работы насосов и загрузка топливных сборок. 28 декабря состоялся уже нормальный энергетический пуск со съемом тепла через воздушный теплообменник, во время которого реактор достиг мощности в 5 МВт. Это событие считается началом эксплуатации реактора БОР-60.
В конце 1969 года реакторная установка заработала с выдачей пара и электроэнергии. Мощность электростанции составляла 12 МВт (эл.). При этом реактор мог работать на полной тепловой мощности как по схеме АЭС, так и без турбогенератора. В последнем случае парогенератор одной из петель эксплуатировался со сбросом пара в технологический конденсатор, а другой – на воздушный теплообменник.
В марте 1970 года мощность реактора была доведена до 20 МВт, а в конце 1970 года были включены в работу парогенератор и турбина. С этого времени реакторная установка работала в режиме электростанции. В начальный период работа реактора была недостаточно стабильной. Наибольшее число остановов происходило вследствие неисправностей в схемах автоматики, управления и защиты, а также из-за ошибок персонала. Устранение неисправностей и совершенствование аппаратуры проводились во время плановых остановов. К концу первого года эксплуатации реактор работал уже бесперебойно.
28 декабря 1970 года – дата сдачи в эксплуатацию комплекса РУ БОР-60 в полном объеме с выдачей электроэнергии в систему Ульяновскэнерго.
Реактор стал экспериментальной базой для массовых испытаний твэлов различных конструкций, топливных, поглощающих и конструкционных материалов в условиях высоких рабочих параметров натриевого теплоносителя и для получения опыта технологии натрия. На нем проводились изучения опытных твэлов для реактора БН-600, в том числе со смешанным уран-плутониевым топливом, твэлов с виброуплотненным топливом, поисковые работы для выбора оптимальной конструкции и технологии твэлов с карбидным топливом… Всего в реакторе прошли испытания 150 топливных сборок, состоящих из более чем 5500 твэлов.
Также на нем велись исследования по безопасности и распространению по контуру продуктов деления при появлении негерметичных твэлов, очистке натрия от осколочной реактивности и т.п. Экспериментальные сборки устанавливались непосредственно в активной зоне, а для экспериментальных образцов предусматривались специальные вертикальные каналы во внешней защите реактора. Реактор также обладал двумя горизонтальными пучками для проведения исследований по физике твердого тела.
В июле 1973 года был подключен второй модульный парогенератор конструкции ЧССР (работал до 1981 года). В процессе работы изучались пусковые, стационарные и аварийные режимы работы парогенераторов и других узлов, исследовались их гидродинамика и теплофизика. На БОР-60 испытывались два типа прямоточных парогенераторов: змеевиковый и модульный – первый проработал более чем в 3 раза дольше, но оба типа парогенераторов подтвердили свою работоспособность.
После 7 лет работы реактора были подведены первые итоги по условиям его функционирования с теплоносителем, загрязненным продуктами деления. За этот период максимальное количество негерметичных твэлов в активной зоне составляло не более 1 % от загрузки. Однако вследствие герметичности газовой системы реактора радиоактивность теплоносителя не создавал каких-либо проблем в эксплуатации. Вообще за все время эксплуатации не было ни одного случая простоя реактора более 50 суток.
Большую часть времени реактор работал на мощности 52-54 МВт, что позволяло эффективно проводить широкий круг исследований. Его энергонапряженность была достаточно велика – от 0,9 МВт/л до 1,2 МВт/л.
Оборудование натриевых контуров в течение всего времени работы установки не вызывало нареканий, их герметичность не нарушалась. Поворотные пробки вращались всегда достаточно свободно, сохранялась требуемая точность наводки перегрузочного устройства, извлечение топливных сборок не вызывало проблем.
Сооружение экспериментальной установки БОР-60 явилось значительным этапом в развитии атомной науки и техники не только в нашей стране. По характеристикам и возможностям БОР-60 превосходил все функционировавшие и готовившиеся в то время к пуску реакторы мира («Дунрей» – Англия, «Рапсодия» – Франция, ЕВР-2 – США). БОР-60 превзошел их и по долговечности.
За всю историю у БОР-60 прошло более 160 микрокампаний, и ни одной одинаковой. Кампании проходили на разных уровнях мощности, с выгрузкой/загрузкой различного количества ТВС разного типа – таблеточного, виброуплотнённого... Число ТВС менялось от 75 до 130, боковой экран мог быть стальной, затем урановый и снова стальной. Регулярно в реакторе проводились различные экспериментальные исследования и облучательные программы, велась наработка радионуклидов.
Реактор БОР-60 стал настоящим прототипом АЭС малой мощности с собственной системой использования вырабатываемого тепла для получения электроэнергии и передачи части тепла в теплосеть института.
Проектный ресурс работы реактора составлял 20 лет. С начала 1980-х годов на нем начались работы по продлению срока эксплуатации с проведением комплексных обследований. Имеющая лицензия на эксплуатацию реактора БОР-60 действует до 2020 года, и он является единственным в мире исследовательским ядерным реактором на быстрых нейтронах, который находится в эксплуатации. Как мощный источник нейтронов он до сих пор используется для исследования воздействия нейтронного облучения на конструкционные, топливные и поглощающие материалы различного назначения. Реактор БОР-60 работает, и спрос на облучение в нем различных материалов, в том числе от зарубежных заказчиков, огромен.
Положительный опыт создания и отработки конструкций оборудования РУ БОР-60 был использован при создании установок БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС.