Реактор на быстрых нейтронах: принцип работы и история¶

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в котором цепная реакция деления поддерживается нейтронами с кинетической энергией более 0,1 МэВ (в среднем — около 1–2 МэВ), то есть не прошедшими замедления до тепловых энергий. В отличие от реакторов на тепловых нейтронах (ВВЭР, PWR, BWR), в активной зоне быстрого реактора отсутствует замедлитель, а теплоноситель выбирается из условий минимального замедления нейтронов. Такая схема позволяет использовать для деления не только уран-235, но и уран-238, а также накапливать плутоний-239 в количестве, превышающем расход топлива (режим бридинга, или расширенное воспроизводство).

¶Принцип работы

Основу активной зоны составляют тепловыделяющие сборки с топливом на основе диоксида урана, смешанного оксидного топлива (MOX) или нитридного топлива. Деление ядер происходит преимущественно под действием быстрых нейтронов. Поскольку сечение деления урана-235 для быстрых нейтронов примерно в 200–300 раз меньше, чем для тепловых, активная зона требует высокой плотности делящегося материала и значительного обогащения топлива (от 15 до 25 % по урану-235, в отличие от 3–5 % в тепловых реакторах).

Ключевая особенность — коэффициент воспроизводства (КВ), превышающий единицу. В быстром реакторе на каждое ядро делящегося материала приходится до 1,2–1,4 новых ядер плутония-239, образующихся при захвате нейтронов ядрами урана-238. Это достигается за счёт размещения вокруг активной зоны зоны воспроизводства — слоя обеднённого урана-238, который под действием быстрых нейтронов превращается в плутоний.

В качестве теплоносителя применяются жидкие металлы, слабо замедляющие нейтроны: натрий (БН-350, БН-600, БН-800), свинец (БРЕСТ-ОД-300), свинец-висмутовая эвтектика (подводные лодки проекта 705). Натрий имеет высокую теплопроводность и низкую температуру плавления (98 °C), но химически активен при контакте с водой и воздухом. Свинец инертен, но обладает высокой температурой плавления (327 °C) и коррозионной активностью.

Регулирование реактивности осуществляется подвижными стержнями с карбидом бора или эвтектикой свинец-висмут. В отличие от тепловых реакторов, быстрый реактор имеет меньший запас реактивности, что повышает безопасность при аварийных ситуациях, однако требует более точной системы управления.

¶История развития

Первым в мире реактором на быстрых нейтронах стал американский экспериментальный Clementine (Лос-Аламос, 1946 год), работавший на ртутном теплоносителе и металлическом плутонии. В СССР первые исследования начались в Обнинске: в 1955 году введён в эксплуатацию исследовательский реактор БР-2 на ртути, затем БР-5 (1959) и БР-10 (1973) — все с натриевым теплоносителем.

Промышленное направление открыл БН-350 в Актау (Казахстан, 1973) — реактор мощностью 350 МВт, использовавшийся для выработки электроэнергии и опреснения морской воды. В 1980 году на Белоярской АЭС запущен БН-600 (600 МВт) — на 2024 год это самый долго работающий коммерческий быстрый реактор в мире. В 2015 году введён в эксплуатацию БН-800 (880 МВт), также на Белоярской АЭС, работающий на MOX-топливе.

За рубежом быстрые реакторы развивались во Франции (Phénix, 1973; Superphénix, 1985 — крупнейший в мире мощностью 1200 МВт, остановлен в 1998 году из-за экономических и технических проблем), Японии (Monju, 1994), Индии (FBTR, 1985; PFBR, 2023), Китае (CEFR, 2010). Большинство зарубежных программ столкнулись с проблемами натриевого теплоносителя и высокой стоимостью.

¶Современное состояние и перспективы

Россия остаётся мировым лидером в области быстрых реакторов. На Белоярской АЭС отрабатывается технология замкнутого ядерного топливного цикла: переработка отработавшего топлива БН-800 с извлечением плутония и повторным использованием в MOX-топливе. В рамках проекта «Прорыв» в Северске (Томская область) строится опытно-демонстрационный энергокомплекс с реактором БРЕСТ-ОД-300 на свинцовом теплоносителе и пристанционным ядерным топливным циклом. Цель — создание реакторной установки четвёртого поколения с естественной безопасностью, исключающей тяжелые аварии.

Быстрые реакторы рассматриваются как ключевой элемент атомной энергетики будущего, позволяющий многократно увеличить энергетический потенциал природного урана (за счёт вовлечения урана-238) и решить проблему накопления радиоактивных отходов.

¶Источники

• «Быстрые реакторы: опыт и перспективы» — материалы конференции МАГАТЭ, 2021.
• Официальные данные АО «Концерн Росэнергоатом» о работе Белоярской АЭС.
• Отчёты проекта «Прорыв» (АО «Прорыв», ГК «Росатом»).