Многие специалисты сегодня считают, что будущим ядерной энергетики являются реакторы на быстрых нейтронах. Одним из пионеров в освоении этой технологии является Россия, где уже 30 лет без серьезных происшествий работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС, там же строится реактор БН-800 и планируется создание коммерческого реактора БН-1200. Опыт эксплуатации АЭС на быстрых нейтронах имеется у Франции и Японии, рассматриваются планы строительства АЭС на быстрых нейтронах в Индии и Китае. Спрашивается, почему же в стране с очень высокоразвитой ядерной энергетикой – в США – практических программ по развитию энергетики на быстрых нейтронах не наблюдается?

На самом деле такой проект в США был. Речь идет о проекте реактора-бридера Клинч Ривер (по английски - The Clinch River Breeder Reactor, сокращенно CRBRP). Целью этого проекта были разработка и создание натриевого реактора на быстрых нейтронах, который должен был быть демонстрационным прототипом для следующего класса аналогичных американских реакторов под названием LMFBR (сокращение от фразы Liquid Metal Fast Breeder Reactors – жидкометаллический быстрый реактор). При этом реактор Клинч-Ривер задумывался как существенный шаг на пути к освоению технологии жидкометаллических быстрых реакторов с целью их коммерческого использования в электроэнергетике. Местом размещения реактора Клинч-Ривер должен был стать участок площадью 6 км 2 , административно входящий в состав города Оук-Ридж в штате Теннесси.

Реактор должен был иметь тепловую мощность 1000 Мвт и электрическую мощность в интервале 350-380 МВт. Топливом для него должны были быть 198 шестигранных сборок, собранных в форме цилиндра с двумя зонами обогащения топлива. Внутренняя часть реактора должна была состоять из 108 сборок, содержащих плутоний, обогащенный до 18%. Их должна была окружать внешняя зона, состоящая из 90 сборок с плутонием, обогащенным до 24%. Такая конфигурация должна была обеспечить наилучшие условия для тепловыделения.

Впервые проект был представлен в 1970 году. В 1971 году президент США Ричард Никсон установил эту технологию как один из высших приоритетов для научно-исследовательских работ страны.

Что же помешало его реализации?

Одной из причин такого решения была продолжающаяся эскалация стоимости проекта. В 1971 году Комиссия по атомной энергии США установила, что стоимость проекта составит порядка 400 млн долларов. Частный сектор обещал профинансировать большую часть проекта, выделив 257 млн долларов. В последующие годы, однако, стоимость проекта подпрыгнула до 700 млн. По состоянию на 1981 год был потрачен уже миллиард долларов бюджетных средств, при том, что стоимость проекта оценивалась в тот момент в 3 – 3,2 млрд долларов, не считая еще одного миллиарда, который был необходим для строительства завода по производству гененерированного топлива. В 1981 году комитет Конгресса вскрыл случаи различных злоупотреблений, что еще более утяжелило стоимость проекта.

Перед тем, как принять решение о закрытии, стоимость проекта оценивалась уже в 8 млрд долларов.

Другой причиной стала высокая стоимость строительства и эксплуатации самого реактора-бридера для производства электричества. В 1981 году было оценено, что стоимость строительства быстрого реактора будет вдвое больше строительства стандартного легководного реактора такой же мощности. Было также подсчитано, что для того, чтобы бридер мог экономически конкурировать с обычными легководными реакторами, цена урана должна составлять 165 долларов за фунт, в то время как в действительности эта цена находилась тогда на уровне 25 долларов за фунт. Частные генерирующие компании не пожелали вкладывать деньги в такую рискованную технологию.

Еще одной серьезной причиной для сворачивания программы бридеров стала угроза возможного нарушения режима нераспространения, поскольку в этой технологии происходит наработка плутония, который также может быть использован для производства ядерного оружия. Из-за международной озабоченности по поводу вопросов распространения ядерных материалов, в апреле 1977 году президент США Джимми Картер призвал отложить на неопределенный срок строительство коммерческих быстрых реакторов.

Президент Картер вообще был последовательным оппонентом проекта Клинч Ривер. В ноябре 1977 года, наложив вето на законопроект о продолжении финансирования, Картер сказал, что это будет «неоправданно дорого» и «после завершения строительства станет технически устаревшим и экономически необоснованным». Кроме этого он заявил о бесперспективности технологии быстрых реакторов вообще. Вместо того, чтобы вкладывать ресурсы в демонстрационный проект на быстрых нейтронах, Картер предлагал взамен «потратиться на увеличение безопасности существующих ядерных технологий».

Проект Клинч Ривер был возобновлен после прихода к власти Рональда Рейгана в 1981 году. Несмотря на растущую оппозицию со стороны Конгресса, он отменил запрет своего предшественника, и строительство возобновилось. Однако, 26 октября 1983 года, несмотря на успешный ход строительных работ, Сенат США большинством (56 против 40) призвал отказаться от дальнейшего финансирования строительства и объект был заброшен.

В очередной раз о нем вспомнили совсем недавно, когда в США стал разрабатываться проект маломощного реактора mPower. В качестве места его строительства как раз и рассматривается площадка планировавшегося строительства АЭС Клинч-Ривер.

Уникальный российский реактор на быстрых нейтронах, работающий на Белоярской АЭС, вывели на мощность 880 мегаватт — об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Реактор работает на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС и сейчас проходят плановые испытания генерирующего оборудования. В соответствии с программой испытаний энергоблок обеспечивает в течение 8 часов поддержание электрической мощности на уровне не ниже 880 мегаватт.

Мощность реактора поднимается поэтапно, для того что бы в итоге по результатам испытаний получить аттестацию на проектном уровне мощности в 885 мегаватт. На данный момент реактор аттестован на мощность 874 мегаватта.

Напомним, что на Белоярской АЭС работает два реактора на быстрых нейтронах. С 1980 года здесь работает реактор БН-600 — долгое время он был единственным в мире реактором этого типа. Но в 2015 году начался поэтапный запуск второго реактора БН-800.

Почему это так важно и считается историческим событием для мировой атомной отрасли?

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии - от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, - объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. - Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию’. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, - оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы - как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, - добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, - но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения’ сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола,- открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 - 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) - трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней - головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Для управления реактором используется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» - фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

Реактор БН-800 (от «быстрый натриевый», электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием. Он должен стать прототипом коммерческих, более мощных энергоблоков с реакторами БН-1200.

источники

После пуска и успешной эксплуатации Первой в мире АЭС в 1955 году по инициативе И. Курчатова было принято решение о строительстве на Урале промышленной атомной электростанции с водо-водяным реактором канального типа. К особенностям этого типа реакторов относится перегрев пара до высоких параметров непосредственно в активной зоне, что открывало возможность для использования серийного турбинного оборудования.

В 1958 году в центре России в одном из живописнейших уголков уральской природы развернулось строительство Белоярской АЭС. Для монтажников эта станция началась еще в 1957 году, а так как в те времена тема атомных станций была закрыта, в переписке и жизни она называлась Белоярская ГРЭС. Начинали эту станцию работники треста «Уралэнергомонтаж». Их усилиями в 1959 году была создана база с цехом изготовления водопаропроводов (1 контур реактора), построено три жилых дома в поселке Заречный и начато возведение главного корпуса.

В 1959 году на строительстве появились работники треста «Центроэнергомонтаж», которым поручалось монтировать реактор. В конце 1959 года на строительство АЭС был перебазирован участок из Дорогобужа Смоленской области и монтажные работы возглавил В. Невский, будущий директор Белоярской АЭС. Все работы по монтажу тепломеханического оборудования были полностью переданы тресту «Центроэнергомонтаж».

Интенсивный период строительства Белоярской АЭС начался с 1960 года. В это время монтажникам пришлось вместе с ведением строительных работ осваивать новые технологии по монтажу нержавеющих трубопроводов, облицовок спецпомещений и хранилищ радиоактивных отходов, монтаж конструкций реактора, графитовую кладку, автоматическую сварку и т.д. Обучались на ходу у специалистов, которые уже принимали участие в сооружении атомных объектов. Перейдя от технологии монтажа тепловых электростанции к монтажу оборудования атомных электростанций, работники «Центроэнергомонтажа» успешно справились со своими задачами, и 26 апреля 1964 года первый энергоблок Белоярской АЭС с реактором АМБ-100 выдал первый ток в Свердловскую энергосистему. Это событие наряду с вводом в эксплуатацию 1-го энергоблока Нововоронежской АЭС означало рождение большой ядерной энергетики страны.

Реактор АМБ-100 стал дальнейшим усовершенствованием конструкции реактора Первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Он представлял собой реактор канального типа с более высокими тепловыми характеристиками активной зоны. Получение пара высоких параметров за счет ядерного перегрева непосредственно в реакторе стало большим шагом вперед в развитии атомной энергетики. реактор работал в одном блоке с турбогенератором мощностью 100 МВт.

В конструктивном отношении реактор первого энергоблока Белоярской АЭС оказался интересен тем, что он создавался фактически бескорпусным, т. е, реактор не имел тяжелого многотонного прочного корпуса, как, скажем, аналогичный по мощности реактор водо-водяного типа ВВЭР с корпусом длиной 11-12 м, диаметром 3-3,5 м, толщиной стенок и днища 100-150 мм и более. Возможность строительства АЭС с реакторами бескорпусного канального типа оказалась весьма заманчивой, поскольку освобождала заводы тяжелого машиностроения от необходимости изготовления стальных изделий массой 200-500 т. Но осуществление ядерного перегрева непосредственно в реакторе оказалось связано с известными трудностями регулирования процесса, особенно в части контроля за его ходом, с требованием точности работы очень многих приборов, наличием большого количества труб различных размеров, находящихся под высоким давлением, и т. д.

Первый блок Белоярской АЭС достиг полной проектной мощности, однако из-за относительно небольшой установленной мощности блока (100 МВт), сложности его технологических каналов и, следовательно, дороговизны, стоимость 1 кВтч электроэнергии оказалось существенно выше, чем у тепловых станций Урала.

Второй блок Белоярской АЭС с реактором АМБ-200 был построен быстрее, без больших напряжений в работе, так как строительно-монтажный коллектив был уже подготовлен. Реакторная установка была значительно усовершенствована. Она имела одноконтурную схему охлаждения, что упростило технологическую схему всей АЭС. Так же как в первом энергоблоке, главная особенность реактора АМБ-200 выдаче пара высоких параметров непосредственно в турбину. 31 декабря 1967 года энергоблок № 2 был включен в сеть – этим было завершено сооружение 1-й очереди станции.

Значительная часть истории эксплуатации 1-й очереди БАЭС была наполнена романтикой и драматизмом, свойственными всему новому. В особенности это было присуще периоду освоения блоков. Считалось, что проблем в этом быть не должно – были прототипы от реактора АМ «Первой в мире» до промышленных реакторов для наработки плутония, на которых апробировались основные концепции, технологии, конструктивные решения, многие типы оборудования и систем, и даже значительная часть технологических режимов. Однако оказалось, что разница между промышленной АЭС и ее предшественниками настолько велика и своеобразна, что возникли новые, ранее неведомые проблемы.

Наиболее крупной и явной из них оказалась неудовлетворительная надежность испарительных и пароперегревательных каналов. После непродолжительного периода их работы появлялась разгерметизация твэлов по газу или течь теплоносителя с неприемлемыми последствиями для графитовой кладки реакторов, технологических режимов эксплуатации и ремонта, радиационного воздействия на персонал и окружающую среду. По научным канонам и расчетным нормативам того времени этого не должно было быть. Углубленные исследования этого нового явления заставили пересмотреть установившиеся представления о фундаментальных закономерностях кипения воды в трубах, так как даже при малой плотности теплового потока возникал неизвестный ранее вид кризиса теплообмена, который был открыт в 1979 году В.Е. Дорощуком (ВТИ) и впоследствии назван «кризис теплообмена II рода».

В 1968 году было принято решение о строительстве на Белоярской АЭС третьего энергоблока с реактором на быстрых нейтронах – БН-600. Научное руководство созданием БН-600 осуществлялось Физико-энергетическим институтом, проект реакторной установки был выполнен Опытным конструкторским бюро машиностроения, а генеральное проектирование блока осуществляло Ленинградское отделение «Атомэлектропроект». Строил блок генеральный подрядчик – трест «Уралэнергострой».

При его проектировании учитывался опыт эксплуатации реакторов БН-350 в г. Шевченко и реактора БОР-60. Для БН-600 была принята более экономичная и конструктивно удачная интегральная компоновка первого контура, в соответствии с которой активная зона реактора, насосы и промежуточные теплообменники размещаются в одном корпусе. Корпус реактора, имеющий диаметр 12,8 м и высоту 12,5 м, устанавливался на катковых опорах, закрепленных на фундаментной плите шахты реактора. Масса реактора в сборе составляла 3900 т., а общее количество натрия в установке превышает 1900 тонн. Биологическая защита была выполнена из стальных цилиндрических экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.

Требования к качеству монтажных и сварочных работ для БН-600 оказались на порядок выше достигнутых ранее, и коллективу монтажников пришлось срочно переобучать персонал и осваивать новые технологии. Так в 1972 году при сборке корпуса реактора из аустенитных сталей на контроле просвечиванием крупных сварных швов впервые был применен бетатрон.

Кроме того, при монтаже внутрикорпусных устройств реактора БН-600 предъявлялись особые требования по чистоте, велась регистрация всех вносимых и выносимых деталей из внутриреакторного пространства. Это было обусловлено невозможностью в дальнейшем промывки реактора и трубопроводов с теплоносителем-натрием.

Большую роль в разработке технологии монтажа реактора сыграл Николай Муравьев, которого удалось пригласить на работу из Нижнего Новгорода, где он раньше работал в конструкторском бюро. Он являлся одним из разработчиков проекта реактора БН-600, и к тому времени уже находился на пенсии.

Коллектив монтажников успешно справился с поставленными задачами по монтажу блока на быстрых нейтронах. Заливка реактора натрием показала, что чистота контура была выдержана даже выше требуемой, так как температура застывания натрия, которая зависит в жидком металле от наличия посторонних загрязнений и окислов, оказалась ниже достигнутых на монтаже реакторов БН-350, БОР-60 в СССР и АЭС «Феникс» во Франции.

Успех работы монтажных коллективов на сооружении Белоярской АЭС во многом зависел от руководителей. Сначала это был Павел Рябуха, потом пришел молодой энергичный Владимир Невский, затем его сменил Вазген Казаров. В. Невский много сделал для становления коллектива монтажников. В 1963 году его назначили директором Белоярской АЭС, а в дальнейшем он возглавил «Главатомэнерго», где много трудился для становления атомной энергетики страны.

Наконец, 8 апреля 1980 г. состоялся энергетический пуск энергоблока № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Некоторые проектные характеристики БН-600:

• электрическая мощность – 600 МВт;
• тепловая мощность – 1470 МВт;
• температура пара – 505 о С;
• давление пара – 13,7 МПа;
• термодинамический КПД брутто – 40,59 %.

Следует специально остановиться на опыте обращения с натрием в качестве теплоносителя. Он имеет неплохие теплофизические и удовлетворительные ядерно-физические свойства, хорошо совместим с нержавеющими сталями, двуокисью урана и плутония. Наконец, он не дефицитен и относительно недорог. Однако он весьма химически активен, из-за чего его применение потребовало решения, по крайней мере, двух серьезных задач: сведения к минимуму вероятности течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах и обеспечения эффективной локализации и прекращения горения натрия в случае го утечки.

Первая задача в целом довольно успешно была решена в стадии разработки проектов оборудования и трубопроводов. Весьма удачной оказалась интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы 1-го контура с радиоактивным натрием были «спрятаны» внутри корпуса реактора, и поэтому его утечка в принципе оказалась возможной только из немногочисленных вспомогательных систем.

И хотя БН-600 сегодня является самым крупным энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах в мире, Белоярская АЭС не входит в число атомных станций с большой установленной мощностью. Ее отличия и достоинства определяются новизной и уникальностью производства, его целей, технологии и оборудования. Все реакторные установки БелАЭС были предназначены для опытно-промышленного подтверждения или отрицания заложенных проектировщиками и конструкторами технических идей и решений, исследования технологических режимов, конструкционных материалов, тепловыделяющих элементов, управляющих и защитных систем.

Все три энергоблока не имеют прямых аналогов ни у нас в стране, ни за рубежом. В них были воплощены многие из идей перспективного развития ядерной энергетики:

• сооружены и освоены энергоблоки с канальными водографитовыми реакторами промышленных масштабов;
• применены серийные турбоустановки высоких параметров с КПД теплосилового цикла от 36 до 42 %, чего не имеет ни одна АЭС в мире;
• применены ТВС, конструкция которых исключает возможность попаданий осколочной активности в теплоноситель даже при разрушении твэлов;
• в первом контуре реактора 2-го блока применены углеродистые стали;
• в значительной мере освоена технология применения и обращения с жидкометаллическим теплоносителем;

Белоярской АЭС первой из атомных электростанций России столкнулась на практике с необходимостью решения задачи вывода из эксплуатации отработавших ресурс реакторных установок. Развитие этого весьма актуального для всей атомной энергетики направления деятельности из-за отсутствия организационно-нормативной документальной базы и нерешенности вопроса финансового обеспечения имело длительный инкубационный период.

Более чем 50-летний период эксплуатации Белоярской АЭС имеет три достаточно выраженных этапа, каждому из которых были присущи свои направлений деятельности, специфические трудности ее осуществления, успехи и разочарования.

Первый этап (с 1964 года до середины 70-х гг.) был всецело связан с пуском, освоением и достижением проектного уровня мощности энергоблоков 1-й очереди, множеством реконструктивных работ и решением проблем, связанных с несовершенством проектов блоков, технологических режимов и обеспечением устойчивой работы топливных каналов. Все это потребовало от коллектива станции огромных физических и интеллектуальных усилий, которые, к сожалению, не увенчались уверенностью в правильности и перспективности выбора уран-графитовых реакторов с ядерным перегревом пара для дальнейшего развития атомной энергетики. Однако наиболее существенная часть накопленного опыта эксплуатации 1-й очереди была учтена проектировщиками и конструкторами при создании уран-графитовых реакторов последующего поколения.

Начало 70-х годов связано с выбором для дальнейшего развития атомной энергетики страны нового направления – реакторных установок на быстрых нейтронах с последующей перспективой строительства нескольких энергоблоков с реакторами-размножителями на смешанном уран-плутониевом топливе. При определении места строительства первого опытно-промышленного блока на быстрых нейтронах выбор пал на Белоярскую АЭС. Существенное влияние на этот выбор оказало признание способностей коллективов строителей, монтажников и персонала станции должным образом построить этот уникальный энергоблок и в дальнейшем обеспечить его надежную эксплуатацию.

Это решение обозначило второй этап в развитии Белоярской АЭС, которым большей своей частью был завершен с решением Государственной комиссии о приемке законченного строительства энергоблока с реактором БН-600 с редко применяемой в практике оценкой «отлично».

Обеспечение качественного выполнения работ этого этапа было поручено лучшим специалистам как у подрядчиков по строительству и монтажу, так и из состава эксплуатационного персонала станции. Персонал станции приобрел большой опыт в наладке и освоении оборудования АЭС, что было активно и плодотворно использовано в ходе пусконаладочных работ на Чернобыльской и Курской АЭС. Особо следует сказать о Билибинской АЭС, на которой кроме пуско-наладочных работ был выполнен глубокий анализ проекта, на базе которого был внесен ряд значительных усовершенствований.

С пуском в эксплуатацию третьего блока начался третий этап существования станции, продолжающийся уже более 35 лет. Целями этого этапа было достижение проектных показателей блока, подтверждение практикой жизнеспособности конструктивных решений и приобретение опыта эксплуатации для последующего учета в проекте серийного блока с реактором-размножителем. Все эти цели к настоящему времени успешно достигнуты.

Концепции обеспечения безопасности, заложенные в проекте блока, в целом подтвердились. Так как точка кипения натрия почти на 300 о С превышает его рабочую температуру, реактор БН-600 работает почти без давления в корпусе реактора, который стало возможным изготовить из высокопластичной стали. Это практически исключает возможность возникновения быстроразвивающихся трещин. А трехконтурная схема передачи тепла от активной зоны реактора с увеличением давления в каждом последующем контуре полностью исключает возможность попадания радиоактивного натрия 1-го контура во второй (не радиоактивный) и тем более – в пароводяной третий контур.

Подтверждением достигнутого высокого уровня безопасности и надежности БН-600 является выполненный после аварии на Чернобыльской АЭС анализ безопасности, который не выявил необходимости каких-либо технических усовершенствований срочного характера. Статистика срабатывания аварийных защит, аварийных отключений, неплановых снижений рабочей мощности и других отказов показывает, что реактор БН-6ОО находится, по крайней мере, в числе 25 % лучших ядерных блоков мира.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

В предпусковой стадии находится энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Новый 4-й энергоблок с реактором БН-800 мощностью 880 МВт 27 июня 2014 года был выведен на минимальный контролируемый уровень мощности. Энергоблок призван существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт – головного коммерческого энергоблока для серийного строительства.

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, и энергия вырабатывается за счёт деления урана и плутония быстрыми нейтронами. В качестве топлива используется диоксид урана U0 2 с большим обогащением по 2 3sU (17^-26%) или смесь U0 2 и Ри0 2 . Активная зона окружается зоной воспроизводства (бланкетом), состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный 228 U или 2 з 2 ТЬ). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо - делящиеся изотопы 239PU и ^зи. Поэтому" такой реактор называется размножитель (breeder). Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Реактор на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией >о,1 МэБ. Реактор-конвертер - ядерный реаюпор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель (бридер) - ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Обычно это быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В таком реакторе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 233 U), взаимодействуют с ядрами помещённого в реактор сырьевого материала (например, 238 U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239 Ри). В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает в реакторе.

В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 2 35U, воспроизводится ^U), в реакторе типа конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 2 39Ри).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащённая смесь, содержащая не менее 15% изотопа ^и. Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причём каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 2 3 8 U превращает их (посредством двух последовательных /?-распадов) в ядра 2 39Pu. Обычно на юо разделившихся ядер горючего (2 35U) в быстрых реакторах образуется 150 ядер 2 з9Ри, способных к делению (коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг ^su получается до 1,5 кг 2 39Pu). Воспроизводство - размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т.е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на её поддержание, но и поглощаются 238 U или 232 Th с образованием делящихся нуклидов (например, 239 Ри или 233 U). Вторичным делящимся топливом считают 239 Ри и 233 U, материалом воспроизводства - 238 U и 232 Th.

Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счёт захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - 238 U и 232 Th.

Коэффициент конверсии , Кк - отношение числа ядер)ювого делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0?Ю,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии гщевышает единицу (1,15+1,30).

Коэффициент воспроизводства , Кв - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива.

Коэффициент воспроизводства представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (для реакторов БН-боо /Св=1,4). Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший коэффициент воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,74-0,8). Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффициент воспроизводства (0,54-0,6).

Отношение скорости накопления новых делящихся нуклидов, образующихся при захвате нейтрона воспроизводящими нуклидами, к скорости выгорания делящихся нуклидов называется коэффициентом конверсии, Кк. Кк называется коэффициентом воспроизводства (Кв), если он >1. Большинство тепловых реакторов имеют Кк=о,5*Н),9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. Из-за такого низкого значения Кк они называются конвертерами. Если Кк=1, то количество делящегося материала в активной зоне в процессе работы реактора не изменяется. Коэффициент воспроизводства 1,15-7-1,30 может быть достигнут только в быстрых размножителях, использующих U-Pu топливо. В таких реакторах с U-Pu оксидным топливом, со сталью в качестве конструкционного материала и натриевым теплоносителем, достигают Кв=1,15^-1,30 при среднем значении числа вторичных нейтронов tj «2,4. Доля делений на быстрых нейтронах, т. е. вклад воспроизводящих нуклидов в общий процесс деления, для теплового реактора составляет 0,014-0,03. В активной зоне быстрого бридера доля делений на быстрых нейтронах может достигать значения 0,15.

Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. В бридерах из одного и того же количества урана можно получить в 6о раз больше энергии, чем в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать как топливо изотопы тяжёлых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл мог>т быть вовлечены запасы 2 з 8 и и 2 з 2 ТЬ, которых в природе значительно больше, чем 2 35U. Может сжигаться и обеднённый уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего 2 ззи.

При работе быстрого реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем 2 з 8 и, расположенным вокруг активной зоны. Средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе составляет 1004-150 МВтсут/кг, т.е. она в 2,54-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для достижения этой глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛов, необходима стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛов, их совместимость с продуктами деления, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п. По своим физическим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности.

Быстрые реакторы практически не имеют ограничений по топливным ресурсам. К достоинствам быстрых реакторов можно также отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в 104-15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоёмких газовых теплоносителей, обладающих наилу"чшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы.

Преимущество натрия как теплоносителя по сравнению с друтими жидкими металлами: низкая температура плавления (7^=98°), низкое давление пара, высокая температура кипения, превосходная теплопроводность, низкая вязкость, небольшой вес, тепловая и радиационная стабильность, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы, доступный и дешёвый материал, умеренные затраты мощности на его перекачку (из-за лёгкого веса и низкой вязкости). Натрий реагирует со следами кислорода и воды, содержащимися в окружающей среде, с образованием гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты реактора от коррозии. Лёгкий вес (низкая плотность) натрия улучшает устойчивость при землетрясениях. При работе с натрием следует учитывать, что чистота натрия высока: иногда требуется 99,95 %.

Натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и в атмосфере других окисляющих агентов. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Возможны реакции натрия с водой и органическими материалами, сопровождающиеся воспламенением. Продукт активации натрия нейтронами 2Tj/ 2 =14,96 ч).

В связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима теплообмена, технологическую схему реактора выбирают трёхконтурной: в первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем - вода и пар. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. В парогенераторах второго контура натрий передаёт тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар высокого давления, который направляется в турбину, соединённую с электрогенератором. Из турбины пар послушает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают по замкнутым циклам.

Использование в качестве теплоносителя химически инертного вы- сококипящего расплавленного свинца (или РЬ/Bi-эвтектики) позволяет отказаться от трёхконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. Реактор с таким теплоносителем обладает естественной безопасностью: даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным 2 35U топливом (не менее 15% изотопа 2 35U). Активная зона окружается зоной воспроизводства - бланкетом, состоящим из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обеднённый уран). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами урана, в результате образуется новое ядериое топливо - 2 39Ри, которое простыми операциями может быть доведено до оружейного качества.

Рис. 7.

Реакторы на быстрых нейтронах создавались для производства оружейного плутония. Сейчас они нашли применение в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 2 з9Ри из 2 з 8 и с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Быстрые реакторы привлекают внимание как аппараты для сжигания актинидов (в первую очередь - оружейного и реакторного плутония) и отходов рециклинга ОЯТ, что позволяет решить как проблему распространения оружейных нуклидов, так и проблему безопасного обращения с радиоактивными отходами. Внедрение реакторов на быстрых нейтронах в энергетику могло бы 6о раз увеличить эффективность использования урана.

В России на Белоярской АЭС работает БН-боо - корпусной реактор -размножитель с интегральной компоновкой оборудования на быстрых нейтронах.

Интсгралъноея компоновка - схема реактора, при которой все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором.

Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной ёмкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Теплоноситель - натрий.

Электрическая мощность реактора боо МВт, тепловая - 1470 МВт. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 0 , а на выходе - 550°, давление пара 14,2 МПа, температура пара 505 0 .

Ядериый реактор БН-боо выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксида урана и оксида плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов оксида обеднённого урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из обедненного урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Рис. 8. Конструкция реактора БН-боо: 1 - шахта; 2 - корпус; з - главный циркуляционный насос первого контура; 4 - электродвигатель насоса; 5 - большая поворотная пробка; 6 - радиационная защита; 7 - теплообменник «натрий-натрий»; 8 - центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 - активная зона.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20-^27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создаёт основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

В настоящее время на Белоярской АЭС строится реактор БН-8оо мощностью 88о МВ, призванный существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ЯТЦ.

Нейтроны?

Нейтроны — это частицы, входящие в состав большинства атомных ядер наряду с протонами. В ходе реакции ядерного распада ядро урана делится на две части и вдобавок испускает несколько нейтронов. Они могут попасть в другие атомы и спровоцировать еще одну или несколько реакций деления. Если каждый выпущенный при распаде ядер урана нейтрон будет попадать в соседние атомы, то начнется лавинообразная цепочка реакций с выделением все большей и большей энергии. При отсутствии сдерживающих факторов произойдет ядерный взрыв.

Но в ядерном реакторе часть нейтронов либо выходит наружу, либо поглощается специальными поглотителями. Поэтому число реакций деления все время остается одним и тем же, ровно таким, какое необходимо для получения энергии. Энергия реакции радиоактивного распада дает тепло, которое затем используется для получения крутящего турбины электростанции пара.

Нейтроны, которые поддерживают ядерную реакцию на постоянном уровне, могут иметь разную энергию. В зависимости от энергии их называют либо тепловыми, либо быстрыми (есть еще холодные, но те для АЭС не годятся). Большинство реакторов в мире основаны на использовании тепловых нейтронов, а вот на Белоярской АЭС стоит реактор на быстрых. Почему?

В чем преимущества?

В реакторе на быстрых нейтронах часть энергии нейтронов идет, как и в обычных реакторах, на поддержание реакции деления основного компонента ядерного топлива, урана-235. А еще часть энергии поглощается оболочкой, сделанной из урана-238 или тория-232. Эти элементы для обычных реакторов бесполезны. Когда в их ядра попадают нейтроны, они превращаются в изотопы, пригодные для использования в ядерной энергетике в качестве топлива: плутоний-239 или уран-233.

Обогащенный уран. В отличие от отработанного ядерного топлива уран далеко не столь радиоактивен, чтобы с ним приходилось работать только при помощи роботов. Его даже можно ненадолго брать руками в плотных перчатках. Фото: Департамент энергетики США

Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах можно использовать не только для энергоснабжения городов и заводов, но и для получения нового ядерного топлива из сравнительно недорого сырья. В пользу экономической выгоды говорят такие факты: килограмм выплавленного из руды урана стоит около полусотни долларов, содержит всего два грамма урана-235, а остальное приходится на уран-238.

Однако реакторы на быстрых нейтронах в мире практически не используются. БН-600 можно считать уникальным. Ни японский «Мондзю», ни французский «Феникс», ни ряд экспериментальных реакторов США и Великобритании сейчас не работают: реакторы на тепловых нейтронах оказались проще в сооружении и эксплуатации. На пути к реакторам, которые смогут сочетать производство энергии с производством ядерного топлива, стоит ряд препятствий. И как минимум часть препятствий конструкторы БН-600, судя по его успешной эксплуатации в течение 35 лет, смогли обойти.

В чем проблема?

В натрии. В любом ядерном реакторе обязательно должно быть несколько узлов и элементов: тепловыделяющие сборки с ядерным топливом, элементы для управления ядерной реакцией и теплоноситель, который забирает выделяющееся в устройстве тепло. Конструкция этих узлов, состав топлива и теплоносителя могут отличаться, но без них реактор невозможен по определению.

В реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нужно использовать материал, который не задерживает нейтроны, иначе они из быстрых станут медленными, тепловыми. На заре атомной энергетики конструкторы попробовали использовать ртуть, но она растворила трубы внутри реактора и начала протекать наружу. Нагретый ядовитый металл, который к тому же стал под действием облучения радиоактивным, причинил так много хлопот, что проект ртутного реактора быстро закрыли.

Кусочки натрия хранят обычно под слоем керосина. Эта жидкость хоть и горюча, с натрием не реагирует и не пускает к нему пары воды из воздуха. Фото: Superplus / Wikipedia

В БН-600 используется жидкий натрий. На первый взгляд, натрий немногим лучше ртути: он чрезвычайно активен химически, бурно реагирует с водой (проще говоря, взрывается, если кинуть в воду) и вступает в реакцию даже с входящими в состав бетона веществами. Однако он не мешает нейтронам, а при должном уровне строительных работ и последующего техобслуживания риск утечки не так уж велик. Кроме того, натрий, в отличие от водяного пара, можно перекачивать при нормальном давлении. Струя пара из прорвавшегося паропровода под давлением в сотни атмосфер режет металл, так что в этом смысле натрий безопаснее. А что касается химической активности, то и ее можно обратить во благо. В случае аварии натрий реагирует не только с бетоном, но и с радиоактивным йодом. Йодид натрия уже не покидает пределы здания АЭС, в то время как на газообразный йод пришлась едва ли не половина выбросов при аварии на АЭС в Фукусиме.

Советские инженеры, разрабатывавшие реакторы на быстрых нейтронах, сначала построили опытный БР-2 (тот самый неудачный, ртутный), а потом экспериментальные же БР-5 и БОР-60 с натрием вместо ртути. Полученные на них данные позволили спроектировать первый промышленный «быстрый» реактор БН-350, который использовался на уникальном атомном химико-энергетическом комбинате — АЭС, совмещенной с опреснителем морской воды. На Белоярской АЭС построили уже второй по счету реактор типа БН — «быстрый, натриевый».

Несмотря на накопленный к моменту запуска БН-600 опыт, первые годы были омрачены серией утечек жидкого натрия. Ни одно из этих происшествий не несло радиационной угрозы для населения и не приводило к серьезному облучению персонала станции, а с начала 1990-х годов утечки натрия вовсе прекратились. Для помещения этого в мировой контекст отметим, что на японском «Мондзю» в 1995 произошла серьезная утечка жидкого натрия, которая привела к пожару и остановке станции на 15 лет. Воплотить идею реактора на быстрых нейтронах в промышленном, а не экспериментальном устройстве удалось только советским конструкторам, опыт которых позволил российским атомщикам разработать и построить реактор следующего поколения — БН-800.

БН-800 уже построен. 27 июня 2014 года реактор заработал на минимальной мощности, а в 2015 году ожидается и энергетический пуск. Поскольку запуск ядерного реактора представляет собой весьма сложный процесс, специалисты разделяют физический пуск (начало самоподдерживающейся цепной реакции) и энергетический пуск, при котором энергоблок начинает выдавать в сеть первые мегаватты электроэнергии.

Белоярская АЭС, пульт управления. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

В БН-800 конструкторы воплотили ряд важных усовершенствований, включая, к примеру, аварийную систему воздушного охлаждения реактора. Ее достоинством разработчики называют независимость от источников энергии. Если, как на Фукусиме, на АЭС исчезнет электричество, то охлаждающий реактор поток все равно не исчезнет — циркуляция будет поддерживаться естественным путем, за счет конвекции, поднятия вверх нагретого воздуха. А если вдруг произойдет расплавление активной зоны, то радиоактивный расплав уйдет не вовне, а в специальную ловушку. Наконец, защитой от перегрева выступает большой запас натрия, который в случае аварии может принять выделяемое тепло даже при полном отказе всех систем охлаждения.

Вслед за БН-800 предполагается построить и реактор БН-1200, еще большей мощности. Разработчики рассчитывают, что их детище станет серийным реактором и будет применяться не только на Белоярской АЭС, но и на других станциях. Впрочем, пока это планы — для крупномасштабного перехода на реакторы на быстрых нейтронах еще предстоит решить ряд проблем.

Белоярская АЭС, строительная площадка нового энергоблока. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

В чем проблема?

В экономике и экологии топлива. Реакторы на быстрых нейтронах работают на смеси обогащенной окиси урана и окиси плутония — это так называемое мокс-топливо. Теоретически оно может быть дешевле обычного в силу того, что использует плутоний или уран-233 из облученного в других реакторах недорогого урана-238 или тория, но пока мокс-топливо проигрывает в цене обычному. Получается своего рода замкнутый круг, который не так просто разорвать: нужно отладить и технологию постройки реакторов, и извлечение плутония с ураном из облученного в реакторе материала, и обеспечить контроль за нераспространением высокоактивных материалов. Некоторые экологи, к примеру представители некоммерческого центра «Беллона» , указывают на большой объем получаемых при переработке облученного материала отходов, ведь наряду с ценными изотопами в реакторе на быстрых нейтронах образуется значительное количество радионуклидов, которые нужно где-то захоранивать.

Иными словами, даже успешная эксплуатация реактора на быстрых нейтронах сама по себе еще не гарантирует революции в атомной энергетике. Она является необходимым, но не достаточным условием для того, чтобы все-таки перейти с ограниченных запасов урана-235 на куда более доступные уран-238 и торий-232. Смогут ли технологи, занятые процессами переработки ядерного топлива и утилизацией ядерных отходов, справиться со своими задачами — тема для отдельного рассказа.