Радиационная и химическая защита

Несколько стран проводят научно-исследовательские работы по изучению и развитию реакторов на быстрых нейтронах. На сегодняшний день опыт эксплуатации таких установок насчитывает 290 реакторо-лет. Обычные реакторы производят два "избыточных" материала: плутоний (появляется при поглощении нейтронов, и отделяется затем в процессе переработки) и обедненный уран (отделяется при обогащении). Плутоний используется в реакторах на быстрых нейтронах как основное топливо и в то же самое время плутоний образуется из обедненного урана (или естественного, или U-238), который окружает активную зону реактора в виде специальных "бланкет". Другими словами, реактор одновременно "сжигает" и "производит" плутоний. В зависимости от конструкции реактора, произведенный расщепляющийся плутоний может использоваться либо в этом же реакторе, либо в будущих реакторах-размножителях, либо в обычных реакторах. Реакторы на быстрых нейтронах имеют высокую тепловую эффективность, обусловленную высокотемпературным режимом их эксплуатации. Охлаждение активной зоны осуществляется в них с помощью жидкого натрия. Хотя с химической точки зрения это довольно сложно, тем не менее, сделать это проще, чем использовать воду при очень высоком давлении. Эксперименты, ведшиеся 19 лет на реакторе-размножителе в Великобритании, показали, что система охлаждения на основе жидкого металлического натрия надежнее, чем системы, использующие воду очень высокого давления или пар (в легко-водных реакторах). Этот вывод подтверждается современным опытом эксплуатации российских, французских и английских реакторов такого типа. Топливный цикл реакторов-бридеров позволяет извлечь приблизительно в 60 раз больше энергии из первоначально добытого урана. Именно поэтому реакторы-бридеры очень привлекательны для производства энергии. Однако, их высокая стоимость, с одной стороны, и распространенность дешевого урана, с другой, не способствовали их широкому использованию. 152