Быстрый реактор-размножитель¶

Быстрый реактор-размножитель — ядерный реактор на быстрых нейтронах, в котором воспроизводство делящегося материала (плутония-239) превышает его расход, что позволяет расширять топливную базу ядерной энергетики. В отличие от реакторов на тепловых нейтронах, где замедлитель (вода, графит) снижает энергию нейтронов, в быстрых реакторах замедлитель отсутствует, а в качестве теплоносителя используется жидкий металл (обычно натрий).

¶Принцип действия

В активной зоне быстрого реактора нейтроны деления имеют высокую энергию (свыше 0,1 МэВ). При поглощении таких нейтронов ядрами урана-238 (основной изотоп природного урана, составляющий 99,3 %) образуется уран-239, который после двух последовательных бета-распадов превращается в плутоний-239 — делящийся изотоп, пригодный для использования в качестве ядерного топлива.

Зона воспроизводства (бридинг-зона) располагается вокруг активной зоны и содержит уран-238. Коэффициент воспроизводства (отношение количества образовавшегося плутония к количеству сгоревшего) в быстрых реакторах превышает единицу и достигает 1,2–1,6, что обеспечивает расширенное воспроизводство топлива. Тепловые реакторы на медленных нейтронах имеют коэффициент воспроизводства менее единицы.

¶История развития

Первым в мире быстрым реактором стал американский экспериментальный реактор Clementine (1951 год, мощность 25 кВт, теплоноситель — ртуть). В СССР первый быстрый реактор БР-1 был запущен в 1955 году в Обнинске, а в 1956 году — БР-2 с натриевым теплоносителем. Опытно-промышленные реакторы БР-5 (1958) и БОР-60 (1969) в Димитровграде отработали технологии натриевого теплоносителя.

Промышленные энергетические быстрые реакторы строились преимущественно в СССР и Франции. В СССР в 1973 году на Белоярской АЭС был пущен реактор БН-350 (город Шевченко, ныне Актау, Казахстан), использовавшийся также для опреснения морской воды. В 1980 году запущен БН-600 на Белоярской АЭС, работающий до настоящего времени. Французский реактор Superphénix (1985–1998) мощностью 1200 МВт был крупнейшим быстрым реактором в мире, но закрыт по экономическим и политическим причинам.

¶Типы быстрых реакторов

По типу теплоносителя различают:

• Натриевые — наиболее отработанный тип (БН-600, БН-800, французские Phoenix и Superphénix). Натрий имеет высокую теплопроводность, не замедляет нейтроны, но химически активен при контакте с водой и воздухом.
• Свинцовые — реактор БРЕСТ-ОД-300 (строится в Северске, Россия) использует свинец, который инертен химически, но имеет высокую температуру плавления и коррозионную активность.
• Свинцово-висмутовые — применялись на подводных лодках проекта 705 (теплоноситель — эвтектика свинец-висмут).
• Газоохлаждаемые — экспериментальные разработки (гелий, углекислый газ), не получили промышленного распространения.

По конструктивному исполнению активной зоны различают интегральную компоновку (активная зона и теплообменники в одном корпусе — БН-600, БН-800) и петлевую (раздельные корпуса).

¶Преимущества и недостатки

Преимущества быстрых реакторов:

• расширенное воспроизводство ядерного топлива;
• возможность вовлечения в топливный цикл урана-238, что увеличивает энергетический потенциал природного урана в десятки раз;
• сжигание и трансмутация долгоживущих актинидов, снижающих радиоактивность отходов;
• использование отработавшего топлива тепловых реакторов в качестве сырья.

Недостатки:

• высокая стоимость строительства и эксплуатации;
• пожароопасность натриевого теплоносителя при контакте с водой;
• необходимость герметизации и сложность ремонтных работ из-за радиоактивного натрия;
• накопление плутония, требующее строгого режима нераспространения.

¶Современное состояние и перспективы

В России на Белоярской АЭС действует реактор БН-800 (пущен в 2016 году), который работает на уран-плутониевом МОКС-топливе. В рамках проекта «Прорыв» ведётся строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД-300 на свинцовом теплоносителе и пристанционным топливным циклом. В Китае в 2023 году подключён к сети быстрый реактор CFR-600 (Сяпу). Индия развивает программу быстрых реакторов на основе ториевого цикла. В Японии реактор Monju (1994–2016) был закрыт после серии аварий.

Быстрые реакторы-размножители рассматриваются как ключевой элемент замкнутого ядерного топливного цикла, позволяющего многократно использовать уран и плутоний и существенно сократить объём радиоактивных отходов. Однако широкое промышленное внедрение сдерживается экономическими факторами и проблемами нераспространения ядерных материалов.

¶Источники

• Адамов Е. О., Ганев И. Х. и др. «Замкнутый ядерный топливный цикл на основе быстрых реакторов».
• Орлов В. В. «Быстрые реакторы: проблемы и перспективы».
• Материалы Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) по быстрым реакторам.