Реакция читателей иногда удивляет. Была некоторое время опубликована на канале обзорная статья о реакторах на медленных нейтронах. Причём, что нейтроны – медленные, отражалось в заглавии. А затем ещё во вводном абзаце разъяснялось, что речь пойдёт о реакторах на медленных нейтронах, причём не о любых, не об экспериментальных, их много разных было, а только об энергетических реакторах строившихся или строящихся массово… Не помогло нисколько. В комментариях несколько человек с возмущением спрашивали, почему не упомянуты реакторы на быстрых нейтронах (и в частности персонально БРЕСТ). Некоторые ещё указывали, что я забыл про реакторы на расплавах и растворах солей…
Ну, может быть, это всё потому, что реакторы на быстрых нейтронах, это не реакторы на медленных нейтронах, а реакторы на расплавах пока только экспериментальные?.. Что же касается БРЕСТа, то по синему болду выше можно видеть, что о нём я уже писал. Так выглядит ссылка, если что… Да! Есть среди нас те, кто не знает, как выглядит ссылка.
...Но – не суть. Суть, естественно, в скорости нейтронов. Чем она выше, – а скорость свободных нейтронов образующихся при цепной реакции распада ядер урана-235 очень велика, ведь они уносят значительную долю выделившейся энергии, – тем меньше «сечение» (вероятность) их захвата другими ядрами урана или плутония. В статье о «медленных» реакторах объяснялось почему так, но желающие могут удовольствоваться интуитивно понятным (хотя и не совсем корректным) соображением: быстрый нейтрон быстро улетает из зоны реакции. Если же при распаде ядра захватывается, провоцируя новый распад, менее одного нейтрона, цепная реакция затухает.
Соответственно, в конструкции реакторов обычно используется замедлитель. О том, какие вещества могут использоваться в данном качестве, чем они хороши и плохи, также речь шла в предыдущей публикации. Здесь же возвращаться к данному вопросу не стоит, потому что в конструкции реактора на быстрых нейтронах замедлителя нет… Возникает вопрос, как это будет работать? Ну, как атомная бомба работает. Там тоже никакого замедлителя нет. Но если использовать почти чистый 235 изотоп урана или 239 плутония, то замедлитель и не нужен. Захватываться будет в среднем более одного нейтрона.
Если же проще, обойтись без замедлителя вполне можно. Требуется просто загружать в реактор высокообогащённый уран. Что, само собой, очень дорогое удовольствие. В прошлом, можно было сказать «безумно дорогое». Особенно учитывая, что реактор с замедлителем из графита в случае использования в качестве теплоносителя тяжёлой воды или газа, может работать даже на не обогащённом уране. И зачем, спрашивается?
Реактор на быстрых нейтронах имеет три преимущества. Во-первых, он меньше по размеру и легче. Или при тех же массо-габаритных характеристиках выйдет в несколько раз мощнее. Во-вторых, он работает как размножитель. Свободные нейтроны наличествуют в избытке, тучами покидают зону реакции, что позволяет использовать их для производства изотопов. В том числе и ядерного горючего, которого «быстрый» реактор будет нарабатывать больше, чем тратит.
Второй пункт долгое время, – особенно в прошлом, пока ядерщики грезили «замкнутым циклом», – считался важнейшим достоинством. Ныне же, когда замкнутый цикл реализован, с размножением борются, добиваясь коэффициента 1:1. Иначе получается ерунда, – вместо того, чтобы уничтожать опасный отход – плутоний, – реактор станет умножать его завалы.
...И, кстати, о ядерных отходах. В-третьих, – об этом часто забывают, – реактор на быстрых нейтронах их не даёт. То что остаётся после выгорания топлива, большей частью новое топливо и ценное сырьё. Если же оно не ценное, то его можно загрузить обратно. Под градом нейтронов зловредные изотопы «горят», превращаясь в свинец и железо.
То есть, преимущества есть, но… В случае реактора предназначенного для вырабатывания энергии даже в сумме они не перевешивали критического недостатка, – дороговизны топлива, а значит и получаемых киловатт-часов. В случае же реактора транспортного назначения, второй и третий пункты не играли роли. Первый же, – высокая удельная мощность, – решающего значения не имел, поскольку и характеристики «медленного» водо-водяного реактора в этом плане вполне удовлетворительны.
Как следствие, энергетических реакторов на быстрых нейтронах в мире в настоящий момент всего два – БН-600 и БН-800 в составе Белоярской АЭС. Причём, последний, – он в мире вообще один такой, – работает на плутонии. В других странах с реакторами на быстрых нейтронах не сложилось. Хотя попытки – не многочисленные, правда, ввиду сложности задачи, – предпринимались.
Следовательно о сложностях. В реакторах на медленных нейтронах охлаждение активной зоны, как правило, производится обычной «лёгкой» водой. Но вода такое хитрое в плане свойств вещество, что, работая как замедлитель, будет работать и как поглотитель нейронов тоже. А это для «быстрого» реактора совершенно не кстати. К тому же и радиационные нагрузки в активной зоне реактора на быстрых нейтронах так суровы, что начнётся быстрое разложение воды… По этой причине, в качестве теплоносителя в реактрах-размножителях применяется жидкий металл. Чаще всего натрий. То что натрий в контакте с кислородом горит, в данном случае недостаток мелкий.
Управление же реактором, – традиционные методы с введением поглотителя тут не вполне удовлетворительно работают, – осуществляется подвижными «зеркалами» из обеднённого урана или тория. Зеркала отражают назад в активную зону потоки нейтронов, позволяя снизить уровень обогащения с 70-90 до вменяемых 20-30%. В них же нарабатывается и новое горючее.
…То есть, получается всё не слишком тривиально. И, как следствие, не считая экспериментальные образцы, энергетических реакторов на быстрых нейтронах за пределами России было построено всего четыре: один в Японии, один в Англии и два во Франции. Причём, японский так и не заработал. Потому что самураи уронили в активную зону подъёмный кран (не шутка). Маломощный английский благополучно, но бесславно коптил до 1994 года, – сами англичане не нашли в нём каких-либо достоинств. Упорнее же всего бились над проблемой французы, сделавшие ставку на атом, и вырабатывавшие на АЭС 80% энергии, не имея собственных запасов урана… Понятно, что размножитель представлялся им очень важным.
...Тем не менее, весьма амбициозный французский «Суперфеникс», долженствующий придти на смену работавшему с 1974 года «Фениксу», после двух недель работы начал вести себя так странно, что наука пыталась искать в нём новые законы физики. Оказалось, впрочем, что французские амбиции просто не гармонируют с тепловой стойкостью французских же ТВЭЛ, и в 1998 году реактор был окончательно остановлен. В 2009 году закрылся и «Феникс» – последний иностранный реактор на быстрых нейтронах. Новые – в Индии и Китае – строятся с российским участием.
Почему именно в России реакторы на быстрых нейтронах выжили, и даже использовались в качестве транспортных на подводных лодках? Ответ на данный вопрос уже давался в одной из предыдущих публикаций. Прежде всего, потому что развитие технологий обогащения в СССР, затем продолжившееся в России сделало главный недостаток «быстрых» реакторов незначащим. Обогащённый уран у нас стоит в несколько раз дешевле «мировых» цен.
А чуть позже, – уже именно в российское время, – развитие отечественных ядерных технологий позволило замкнуть цикл, решив очень нетривиальные проблемы связанные с использованием плутония. Которого в любом случае за историю ядерной энергетики скопилось на складах слишком много.