Продолжение поста «Россия снова ввозит урановые отходы для переработки»⁠⁠1

Реактор на быстрых нетронах.

Первые научно-исследовательские и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в СССР, что дает России технологический приоритет, как наследнице СССР.

Основным достоинством этого типа реакторов считается возможность вовлечь в топливный цикл такие материалы как уран-238 и торий-232. Это значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Кроме того, эти реакторы позволяют относительно безопасно избавиться от самых активных и долгоживущих изотопов в отработавшем ядерном топливе, принципиально сократив срок его биологической опасности.

На данный момент Россия занимает лидирующую позицию в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива

По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом достоинств с точки зрения безопасности: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска пароциркониевой реакции, ставшей одной из причин взрывов на Фукусимской АЭС.

Из недостатков можно выделить натриевый теплоноситель активно вступающий в реакции с водой и кислородом в случае разгерметизации системы.

Иными словами, упрощенная схема выглядит следующим образом: ядерное топливо - АЭС - отходы - АЭС БН - ядерное топливо - АЭС и т.д.

Действующие промышленные реакторы БН
Россия - Белоярская АЭС - БН-600 - запущен 26.02.1980 - Мвт эл. мощности 600 - теплоноситель Натрий
Россия - Белоярская АЭС - БН-800 - запущен 10.12.2015 - Мвт эл. мощности 880 - теплоноситель Натрий

Строящиеся промышленные реакторы БН
Россия - Северск - БРЕСТ-ОД-300 - начало строительства 2021 - Мвт эл. мощности 300 - теплоноситель Свинец
Индия - АЭС Мадрас - PFBR - начало строительства 2004 - Мвт эл. мощности 500 - теплоноситель Натрий
Китай - Хияпу - CFR-600 - начало строительства 2017 - Мвт эл. мощности 600 - теплоноситель Натрий

Проектируемые промышленные реакторы БН
Россия - Белоярская АЭС - БН-1200 - Мвт эл. мощности 1220 - теплоноситель Натрий

Субъективные выводы.
Несмотря на нашу лидирующую позицию в этой отрасли, отработанного топлива в РФ более чем достаточно для работы действующих АЭС БН. Это позволяет предположить, что целью импорта отходов иностранных АЭС является все же получение финансовой выгоды за их хранение и возможное переработку в отдаленном будующем.
Новостной сентимент, описывающий это как переработку имеет смысл оценивать как попытку манипуляции общественным мнением с целью создания позитивного окраса импорту радиоактивных отходов.
Остается надеятся, что условия их хранения будут подобающими уровню угрозы, которую они несут, а данная отрасль получит должное развитие и внимание.

https://www.rosatom.ru/production/design/sovremennye-reaktor...
https://ru.wikipedia.org/wiki/Реактор_на_быстрых_нейтронах