Энергетические реакторы

Главные требования к современным ядерным энергетическим реакторам – безопасность, эффективность и замкнутость ядерного топливного цикла. Этим требованиям соответствуют ядерные реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы), где основным ядерным топливом является не уран-235, как в тепловых реакторах, а плутоний-239 – полезный продукт отходов ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов – результат поглощения природным ураном-238 быстрых нейтронов. В сравнении с ураном-235, у плутония-239 меньше критическая масса для запуска цепной реакции и больше вторичных нейтронов для её поддержания. Он не только вырабатывает энергию, но и нарабатывает из урана-238 новое топливо – плутоний-239 – для его повторного использования.

Создание быстрых реакторов стало возможным благодаря оптимальным теплоносителям, новым топливным композициям и конструкционным материалам.
    
В процессе конверсии и последующего обогащения природного урана-238 путём выделения в центрифуге малой толики его полезной фракции – урана-235 – для тепловых реакторов, накопились огромные остатки гексафторида урана-238 – доступного сырья для производства плутония-239.

Помимо наработки плутония-239, быстрые реакторы способны безопасно утилизировать самые опасные и долгоживущие трансурановые элементы ОЯТ – минорные актиниды (нептуний, америций, кюрий), что открывает путь к замыканию безопасного ядерного топливного цикла. В реакторах на быстрых нейтронах их тяжёлые ядра поглощают высокоэнергетичные нейтроны и делятся на более лёгкие и короткоживущие изотопы, чья радиотоксичность и период полураспада кратно ниже и короче.

После отработки топливные элементы (твэлы) дробят, растворяют и выделяют ценные делящиеся материалы – уран-238, плутоний-239 и др., которые вновь соединяют, получая смешанное оксидное или нитридное топливо для новых твэлов, и повторно отправляют в реактор. Следует отметить, что нитридное топливо более эффективно и безопасно, но предназначено исключительно для быстрых реакторов.

Самым безопасным и эффективным из функционирующих реакторов на тепловых нейтронах является российский водо-водяной реактор ВВЭР– 1200.
В России параллельно реализуются две концепции ядерных реакторов на быстрых нейтронах: эволюционный проект с натриевым теплоносителем и оксидным топливом БН–1200 и проект естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и нитридным топливом.
Проект БН– 1200 по всем параметрам не уступает реактору ВВЭР-1200, в т. ч. по экономическим показателям, при этом обладает неоспоримыми преимуществами быстрых реакторов. Возможность наработки оружейного плутония накладывает ограничения на экспорт натриевых реакторов.
В реакторе БРЕСТ-ОД-300, в случае аварии, радиоактивный выброс не возможен технически, к тому же, он и высокотемпературный – пригодный для производства водорода.

Заслуживает внимания и перспективный проект водо-водяного реактора ВВЭР-СКД замкнутого цикла на смешанном оксидном топливе с приграничными между жидкостью и газом параметрами теплоносителя, приемлемыми для наработки плутония-239.

В настоящее время в единой производственно-технологической цепочке работают два типа реакторов: на тепловых и на быстрых нейтронах, при этом ядерный топливный цикл замыкается путём переработки ОЯТ на специализированных предприятиях.

Не далёк тот день, когда тепловые реакторы канут в Лету, и замыкание безопасного ядерного топливного цикла будет строиться исключительно на быстрых реакторах. Свидетельством этому призван стать первый в мире российский опытно-демонстрационный комплекс, возводимый на общей площадке в составе: энергоблок с упомянутой выше высокотемпературной реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300; модуль фабрикации и рефабрикации для изготовления смешанного нитридного уран-плутониевого топлива и модуль переработки.

Октябрь 2026