На начальном этапе развития атомной энергетики, примерно в середине прошлого века, была сформулирована философия двухкомпонентной системы ядерной энергетики, в которой присутствуют и тепловые реакторы и быстрые. Тепловые реакторы преимущественно ориентировались на решение энергетических проблем и удовлетворение системным требованиям, таким, как работа в переменном графике нагрузки. Они должны были оптимальным образом встраиваться в энергетическую систему по мощностному ряду, удовлетворять неэлектрические потребности в энергии, например, в высокотемпературном или коммунальном тепле и т.п. Быстрые реакторы, как предполагалось, будут работать преимущественно в базовом режиме, обеспечат собственные потребности в топливе и покроют его дефицит в тепловых реакторах. Предполагалось, что в такой системе соотношение между тепловыми и быстрыми реакторами будет примерно 3:2. Такое соотношение тепловых и быстрых реакторов требовало очень интенсивной наработки нового топлива. В проектах тех лет ориентировались на коэффициент воспроизводства топлива (КВ) в быстром реакторе никак не меньше 1,5 на начальном этапе, а в перспективе и выше. Причем длительность топливного цикла, т.е. время между выгрузкой облученного топлива из реактора, его переработкой, изготовлением нового топлива из выделенного из ОЯТ делящегося материала и возвратом нового топлива в реактор предполагалось небольшое, не более 3-4 лет. Такие высокие требования к воспроизводству могут быть реализованы только в быстрых реакторах с высокой интенсивностью генерации нейтронов, а значит и высоким удельным энерговыделением, а этот показатель является определяющим при рассмотрении вопросов безопасности.
Продолжение следует.
"Энергетическая политика"