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:

1. 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