Преимущества быстрых реакторов.

Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции: Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

Инженерные сложности.

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.