Реактор на быстрых нейтронах.⁠⁠

Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран (приблизительно в 60 раз). Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отработанного топлива. Они могут быть сконструированы так, чтобы производить больше делящихся изотопов (239Pu, 241Pu), чем используют − реакторы размножители (бридеры). Использование бридеров позволит обеспечить нас энергией на многие миллионы лет. Однако быстрые реакторы дороже и в постройке и в эксплуатации. Их неоспоримое преимущество перед реакторами на медленных нейтронах заключается в том, что они позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивную часть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.

У быстрых реакторов нет замедлителей. Однако, хотя сечения деления U-235 и Pu-239 меньше, для быстрых нейтронов, они делятся и в мэвной области. Таким образом, если обогатить топливо, то можно обеспечить цепную реакцию и на быстрых нейтронах. В случае быстрых нейтронов для реализации цепной реакции необходимо больше делящихся изотопов. Обычно быстрые реакторы в качестве базового топлива используют плутоний. При делении 239Pu выделяется на 25% больше нейтронов, чем у 235U. Таким образом, при делении 239Pu получается столько нейтронов (даже с учетом потерь), чтобы не только поддерживать цепную реакцию, но и конвертировать 238U в 239Pu.  В обычном реакторе отношение делящихся ядер к "новым" делящимся ядрам приблизительно 0.6. В быстрых реакторах это отношение может быть больше 1. Таким образом, запустив быстрый реактор, заложив в него достаточное количество делящихся изотопов, в результате бридинга через некоторое время в него можно будет добавлять естественный и даже обедненный уран.

Использование бридера позволяет снабжать топливом один или несколько реакторов на медленных нейтронах. Меняя материал бланкета, быстрый реактор может и не быть бридером, например, если у него заменить урановые бланкеты на стальные рефлекторы. В этом случае он применяется, чтобы сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

У быстрых реакторов отрицательный температурный коэффициент  − при увеличении температуры цепная реакция затухает и при потере теплоносителя реакция прекращается.

Рассмотрим для примера устройство быстрого реактора БН-600.

Быстрый реактор БН-600

Быстрый реактор БН-600 состоит из двух частей − активной зоны, куда помещают диоксид урана (UO2), обогащенного по урану-235 до 17-26 процентов. Такое обогащение по урану-235 необходимо для запуска реактора.  В активной зоне происходит в основном деление  урана-235 и плутония-239.

Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание урана-235 в нем меньше, чем в природном уране. В основном это уран-238. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, уран-238 в бланкете превращается в плутоний-239. После того, как их урана-238 будет наработано достаточное количество плутония-239 из него изготовляют MOX-топливо (PuO2 + UO2), которое будет использоваться в дальнейшем. Переработка использованного топлива, особенно в бланкете, типична для циклов в быстрых реакторах. Обычно, выделенный с помощью переработки, плутоний вводится в активную зону как MOX-топливо. Причем, такая переработка топлива бланкета может осуществляться до трех .

Теплоносителем в первых контурах реактора служит жидкий натрий. Одним из следствий применения натрия в БР стало то, что процессы получения энергии деления и производства плутония в этих реакторах пространственно разделены. Новые делящиеся изотопы образуются в боковой и торцевых зонах воспроизводства, окутывающих активную зону наподобие одеяла – откуда и пошло их английское название blanket.

Давление в реакторе держится чуть выше атмосферного даже если температура натрия около 600 °С. Таким образом, реактор работает под небольшим давлением, что достаточно безопасно. Натрий практически не вызывает коррозию конструкционных материалов. Кроме того, натрий обладает прекрасными теплофизическими свойствами: он хорошо принимает, проводит и отдает тепло. Натрий практически не снижает энергию нейтронов и не является модератором, что существенно для быстрых реакторов.

Активная зона и зона воспроизводства расположены в баке реактора. Через активную зону циркулирует натрий первого контура, который разогревается с 347 до 550 °С. В теплообменнике он передает тепло натрию второго контура. Второй контур служит для того, чтобы радиоактивный натрий из первого контура не мог проникнуть во второй, а затем и в третий контур. Терлоносителем третьего контура служит вода. Вода испаряется, а пар идет на турбину.

Кроме натрия в качестве теплоносителя в быстрых реакторах используют также свинец и сплав свинца с висмутом. Достоинствами свинца по сравнению с натрием является его химическая инертность относительно особенно воды и воздуха. Недостатком является его гораздо большая вязкость, увеличивающая давление в топливном элементе. Кроме того, нейтронное облучение вызывает в свинце образование радиоактивных продуктов, что не характерно для натрия. От использования ртути пришлось отказаться из-за ее токсичности, высокой коррозионной способности, кроме того у ртути довольно большое сечение (n,γ), что приводит к ее активации, а также уменьшает количество нейтронов, необходимых для взаимодействия с топливом.

http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne/ne3.htm