Мир на пике – Мир в пике

Господа, это практика. Реакторы, которые могут и выдавать нам новое ядерное топливо, и одновременно производить электроэнергию, созданы и работают. Созданы они уже многими, но вот, как и центрифуги, стабильно работают именно в СССР, а теперь — в России. Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Как мы помним, именно быстрые нейтроны нужны, чтобы развалить ядро ²³⁸U или превратить негорючий уран изотопа ²³⁸U и торий в топливо. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder — производитель).

Однако, начиная в 1960-х годов и по сей день, основная масса реакторов, которые были построены в атомной энергетике, — это реакторы на тепловых, малоэнергетических нейтронах. Обусловлено это многими причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако, скорее всего, основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция была хорошо отработана на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки. Это Superphenix (Франция, 1985–1997), Monju (Япония, 1994–1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент и является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? И опять у нас на сцене, как и в случае с центрифугами, появляется структура и упорядоченность. В первую очередь сложность реактора на быстрых нейтронах связана с особенностями его конструкции. Воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов, отбирая у них столь необходимую для работы с упрямыми ядрами тория и «тяжелого» изотопа урана энергию. С учетом этого в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия. Натрий сейчас — самый распространенный вариант для АЭС, и именно его использовали все промышленные реакторы на быстрых нейтронах. Использует натрий и работающий БН-600 в российском городе Заречный. Хотя экспериментальный реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем тоже вскорости построят в Белгородской области. Как вы понимаете, это тоже — в России.

В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах. Нейтроны в них быстрые, «злые». А это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса топливных элементов в них изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей. Эти стали менее подвержены радиационному «распуханию», и технология их изготовления — российское производственное «ноу-хау». Как и в случае с центрифугой, так и в случае с реакторными сборками Запад не смог повторить русские технологии. Все западные попытки изготовить тепловыделяющие сборки даже для обычных российских реакторов закончились полномасштабным «пшиком». Ну а чешские и украинские атомщики практически вручную были вынуждены вытаскивать застрявшие уже «горячие» ТВЭЛы из своих реакторов, и поминать какую-то мать в связи с американской компанией «Вестингауз». В случае же реактора на быстрых нейтронах повторить советский, а теперь и российский, успех в США никто и не пытался.