Вечная энергия Российские ядерщики запустили замкнутую реакцию (Российские ученые первыми в мире получили энергию из отработанного ядерного топлива)

"С самого начала отцы-основатели понимали, что у „быстрых" реакторов, в которых нейтроны сразу вызывают повторное деление, есть свои преимущества. И главное из них - возможность наработки нового топлива, - рассказывает заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ, доктор физико-математических наук Георгий Тихомиров. - Были попытки построить аппараты такого типа. Но в 1950-1960 годах атомная энергетика двигалась по пути развития реакторов на тепловых нейтронах - их проще изготавливать, они экономичнее, ими легче управлять. Однако о реакторах на быстрых нейтронах никогда не забывали. В СССР создали цепочку прототипов малой мощности, которая позже завершилась строительством реакторов серии БН: БН-350, БН-600, а затем и Бн-800. Похожие проекты реализовывали в США, Франции, Германии, Японии. Правда, там они не пошли по разным причинам, в основном связанным с экономикой: там много элементов, которые приводят к удорожанию энергии. Были и технологические трудности. Мы их преодолели и создали надежные мощные аппараты. Теперь на нашем опыте учатся другие страны - подобные реакторы строят в Китае и Индии".

"МАГАТЭ регулярно публикует отчеты, из которых видно, что на существующих запасах урана действующие тепловые реакторы смогут проработать около 150 лет. То есть говорить о масштабном развитии в этом направлении нельзя. А если мы замкнем ядерный топливный цикл, если научимся перерабатывать ядерное топливо и повторно его использовать, то вопрос сырья для атомной энергетики будет решен на ближайшие несколько тысяч лет".

"Другими словами, если в „быстрый" реактор поставить топливо, состоящее из урана-238, который сам по себе не поддерживает цепную реакцию, и плутония, играющего роль катализатора, то в отработавшем топливе плутония окажется больше, чем в исходном. В результате переработки из него удаляют продукты деления и излишки плутония, а на их место добавляют природный (или отвальный) уран. Полученное новое топливо собирают в ТВС и снова ставят в реактор. И это можно повторять если не до бесконечности, то довольно долго".

"Когда начали делать первые сборки, тестировали разные варианты, в том числе металлический уран. Оказалось, что при накоплении продуктов деления он быстро теряет форму, деформируется. Стали искать новые виды уранового топлива. Пробовали оксидное, нитридное, карбидное. Остановились на оптимальном по соотношению „цена - качество - надежность" диоксиде урана".

"В основном его применяют как дополнительное топливо для тепловых реакторов. Это позволяет увеличить ресурс существующей энергетики не больше чем в два раза и проблем, связанных с открытым ядерным циклом, не решает. Для старта полномасштабной атомной энергетики нужны реакторы на быстрых нейтронах. И приоритет в разработке таких аппаратов принадлежит России".

"Для решения задачи замыкания ядерного цикла нужны две вещи. Первая - реактор, который работает не на обогащенном уране, а на МОКС или любом другом топливе, где основной делящийся материал - плутоний. Вторая - налаженное производство самого топлива. До этого никому не удавалось в промышленном масштабе реализовать замкнутый ядерный цикл с быстрым реактором, хотя попытки были. И это большая победа российской науки".

"В каком-то смысле это конкурирующее направление. Вместо МОКС-топлива в проекте „Прорыв" используют смесь нитридов урана и плутония. Такое топливо более плотное, что выгоднее. А в качестве теплоносителя вместо натрия, который горит при контакте с водой, - свинец. Сторонники проекта уверены, что свинцовые реакторы обладают так называемой естественной безопасностью. Какие бы события не происходили в их активной зоне, за счет большой массы и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы радиоактивных веществ в атмосферу исключены. Расчеты это подтверждают".

"Задача проекта „Прорыв" - показать, что реакторы на быстрых нейтронах экономически могут конкурировать с тепловыми, а по безопасности даже превосходить их. Если эта „проба пера" пройдет успешно, за опытным реактором БРЕСТ-ОД-300 последует уже промышленный БР-1200, а затем, возможно, проекты такого типа появятся и в других странах".