Закладываем два полена, достаем три полена. Ядерная энергетика России
Про аварию на Чернобыльской АСЭ почти все знают, но мало кто знает, что Россия обладает технологиями в области ядерной энергетики благодаря которым потребность в энергии обеспечивается на сотни или даже тысячелетия вперед.
Что же это за технология? Прежде всего нужно понимать, что для получения энергии на основании управляемой цепной ядерной реакции используются два типа реакторов:
- Реакторы на тепловых нейтронах;
2. Реакторы на быстрых нейтронах;
Принцип работы реактора на тепловых нейтронах основан на том, что ядерное топливо постоянно выделяет тепло, которое нужно постоянно отводить от так называемых топливных сборок иначе будут такие последствия как авария в Факусиме, Чернобыльской АСЭ, АЭС Три-Майл-Айленд. Для отвода тепла от топливных сборок используется, как правило, вода, что достаточно дешево. А для топлива используется изотоп урана 235, которого всего в природе примерно 0,7200%. Стоит отметить, что данный изотоп урана был использован в ядерной бомбе "Малыш", которая была сброшена на Хиросиму.
Основной принцип работы ректора на быстрых нейтронах основан на том, что бы не было замедлителей, поэтому для теплоотвода используются жидкие металлы, такие как жидкий натрий, свинец и его сплавы. А в качестве топлива для данного реактора используют изотоп урана 238, его в природе больше чем "теплового" урана более чем в 100 раз и составляет примерно 99,27%. Данный изотоп тоже используется в ядерном оружии, но благодаря его твердости он больше используется для бронирования: танков, что удивительно бронежилетов, а так же как обычный метал для усиления боеприпасов в стрелковом оружие.
Реакторы на быстрых нейтронах также называют реакторами-размножителями, потому что в результате работы данного реактора из очень распространенного изотопа урана 238, получают дорогой и редкий изотоп урана 235, который в свою очередь используется в тепловых реакторах. Именно про эти реакторы ученые говорят: "закладываем в печку два полена, а достаем три полена". Так же реакторы на быстрых нейтронах используют для утилизации("сжигания") оружейного урана и отработанного ядерного топлива, причем в результате такого "сжигание" получаются изотопы которые используются в реакторах на тепловых носителях. Таким образом цикл использования ядерного топлива замыкается: тепловой реактор - отработанное ядерное топливо - реактор на быстрых нейтронах - отработанное ядерное топливо - тепловой реактор.
У замкнутого ядерного цикла есть свои сторонники и противники, но оценить на сколько столетий или хватит уже добытого урана при использовании технологии замкнутого цикла не кто не берется оценивать.
Таблица промышленных реакторов на быстрых нейтронах (источник: Реактор на быстрых нейтронах)
Реактор
Страна
АЭС
Запуск
Эксплуатация
Электрич.
мощность МВт
с
до
БН-350
СССР /
Казахстан
Мангистауский АЭК
1973
16.07.1973
1999
150
БН-600
СССР / Россия
Белоярская АЭС
26.02.1980
8.04.1980
действует
600
БН-800
Россия
Белоярская АЭС
06.2014
10.12.2015
действует
880
Феникс
Франция
Маркуль
1973
14.07.1974
2009
250
Суперфеникс
Франция
Крес-Мепьё
1985
1986
1998
1200
Мондзю
Япония
АЭС Монджу
1994
29.08.1995
22.09.2016
280
PFR
Великобритания
Центр Дунрей
01.03.1974
01.07.1976
31.03.1994
234
Ферми-1
США
АЭС Энрико Ферми
23.08.1963
—
29.11.1972
65
KNK-I
Германия
ТИ Карлсруэ
1971
21.02.1974
1.09.1974
21
KNK-II
Германия
ТИ Карлсруэ
1976
3.03.1979
23.05.1991
21
SNR-300
Германия
АЭС Калькар
—
—
—
300
Как видно из таблицы единственная страна в мире у которой есть действующие реакторы на быстрых нейтронах - это Россия. Стоит отметить, что энергоблок №4 был запущен в 2015, т. е. не является "трофеем" СССР, а также планируется к 2030 году строительство и запуск энергоблока №5.
Картинка с лицензией CC0.
С уважением,
@retoldname