— Запасы урана-235, на котором работают распространенные ныне реакторы на тепловых нейтронах, постепенно истощаются. Этого изотопа в урановой руде содержится всего 0,7%, — объясняет доцент кафедры «Атомные станции и ВИЭ» УрФУ Олег Ташлыков. — «Быстрые» реакторы способны одновременно и производить энергию, и выработать из «отвального» урана-238 новое топливо — плутоний-239. Его производится больше, чем исходного топлива делится в реакторе.

Как замечает эксперт, реакторы могут использовать наработанный плутоний и оставшийся уран из отработавшего ядерного топлива других реакторов, «дожигая» долгоживущие изотопы. Реакторы на быстрых нейтронах имеют высокий потенциал по многократному рециклированию делящихся и воспроизводящих материалов. Это позволит удовлетворить потребности человечества в энергии в течение тысяч лет и минимизировать количество радиоактивных отходов.

По мнению Олега Ташлыкова, эффективнее всего использовать в «быстрых» реакторах уран-плутониевое МОКС-топливо (ядерное топливо, содержащее смесь оксидов урана и плутония. — Прим. авт.). Летом 2015 года на Горно-химическом комбинате в Красноярском крае была выпущена предназначенная для БН-800 опытная тепловыделяющая сборка МОКС (изделие, в котором содержится делящееся вещество и предназначенное для получения тепловой энергии. — Прим. авт.), осенью производство было переведено уже в промышленные масштабы.

Несмотря на развитие технологий и новые материалы в работе АЭС, вопрос безопасности волнует людей по-прежнему. Хотя авария на Чернобыльской АЭС произошла почти 30 лет назад, память о трагическом событии свежа до сих пор.

— Перспективная крупномасштабная ядерная энергетика должна обладать гарантированной безопасностью, экономической устойчивостью и конкурентоспособностью, отсутствием ограничений по сырьевой базе на длительный период времени и экологической устойчивостью (так называемой «малоотходностью»), — уверяет Олег Ташлыков. — Этим условиям могут удовлетворить ядерные энергетические системы (ЯЭС) с реакторами-размножителями (реактор нарабатывает больше топлива, чем требуется. — Прим. авт.) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, которые и установлены на БАЭС.

Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах относятся к передовому типу ядерных установок и имеют параметры, повышающие их безопасность. Температура кипения натрия составляет около 900 градусов Цельсия, поэтому давление в корпусе реактора чуть выше атмосферного, и корпус работает без нагрузки. Значительный объем натрия в корпусе реактора и запас до температуры кипения позволяют аккумулировать значительное количество остаточных тепловыделений, исключая повреждение оболочек специального тепловыделяющего элемента даже при неработающем главном циркуляционном насосе. Кроме того, корпус реактора имеет страховочный корпус, исключающий вытекание натрия даже при повреждении основного корпуса.

Сейчас уровень безопасности, в том числе и в отношении отработанного материала, существенно выше. Но еще несколько лет назад была опасность использования атомных реакторов более ранних поколений, а «смыв» ядерных отходов в моря и океаны было довольно распространенной практикой. До сих пор на морском дне лежат мины замедленного действия — атомные подлодки, отработанные реакторы, невзорвавшиеся бомбы. Например, в 1968 году у берегов Гренландии американцы «потеряли» 4 ядерных бомбы (три из них, слава богу, нашли). В 2003 году в Баренцевом море при буксировке на утилизацию затонула российская атомная подводная лодка К-159. ЧП с ранее сброшенными отходами тоже может произойти в любой момент… Продолжать список можно бесконечно. Тем не менее, как резюмирует Олег Ташлыков, пока нет альтернативы атомной энергетике.

Первый демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-1 появился в США в 1951 году. Правда, его мощность была небольшой. Многие государства тогда начали внедрять относительно простые реакторы на тепловых (медленных) нейтронах, которые работают на большинстве зарубежных атомных электростанций и сегодня.

— За 60 лет развития технологии «быстрых» реакторов мы многого достигли, — поясняет Олег Ташлыков. — Сооруженный в 1973 году в Казахстане реактор БН-350 петлевой компоновки отработал положенный срок, и поскольку в сравнении со следующими моделями был менее удачным по конструктивному исполнению, его вывели из эксплуатации. Созданный в 1980 году БН-600 интегральной компоновки с жидкометаллическим теплоносителем успешно и надежно работает уже 35 лет и будет эксплуатироваться еще порядка 10—15 лет.