АЭС на быстрых нейтронах

В применяемых реакторах на медленных нейтронах сжигается менее 1% урана, добываемого из недр Земли. Остальные 99% идут в отвалы. А запасы урана па земном шаре весьма ограниченны. В решении этой проблемы и должны помочь реакторы на быстрых нейтронах.
Каким образом? Дело в том, что в роли ядерного горючего могут быть использованы только делящиеся изотоны — они дают незатухающую ценную реакцию. В природе же существует лишь один такой изотоп — уран-235. Но его в добываемом уране менее 1%. Остальное приходится на долю урана-238. Если же его поместить в «быстрый» реактор, то он превратится в отличное сырье для производства также делящегося, но уже искусственного изотопа — плутония. Причем нового топлива «вырабатывается» больше, чем сжигается. В итоге общая эффективность использования добываемого горючего повышается в 50—60 раз.
В Советском Союзе действуют реакторы на быстрых нейтронах «БН-350» на п-ове Мангышлак и «БН-600» на Белоярской АЭС в Свердловской области. Строится и третий, более мощный реактор на быстрых нейтронах. Одна из особенностей реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что в системе циркуляции вместо воды в роли теплоносителя применяется расплавленный натрий. Температура кипения у него намного выше — около 900°. Соответственно, лишь при этой температуре натрий начинает превращаться в пар, а давление внутри реактора повышается, создавая угрозу взрыва. Однако до взрыва дело не доходит. Намного раньше — при более низких температурах — саморазогрев реактора приводит к тому, что элементы активной зоны расширяются. А рост объема конструкции ведет к утечке нейтронов. И реактор «самозаглушается», не дойдя до критической точки. Способность реакторов на быстрых нейтронах «самозаглушаться» ученые обнаружили давно. Но она приобрела решающее значение лишь сейчас, когда вопросы безопасности АЭС обострились до предела.
К сожалению, у этих реакторов есть и некоторые недостатки. По сравнению с действующими на большинстве АЭС они сложнее по конструкции, применение жидкого натрия создает немалые трудности, а получаемая электроэнергия оказывается несколько дороже. Поэтому и основной интерес к ним до недавних пор был связан с проблемой воспроизводства ядерного горючего.
Надзор за безопасностью АЭС осуществляет Государственный комитет СССР по надзору за безопасным ведением работ в атомной энергетике.
Государственный санитарный надзор СССР в составе Министерства здравоохранения СССР контролирует соблюдение санитарных норм и правил радиационной безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС, устанавливает допустимые нормы облучения персонала станции и окружающего населения, а также загрязнения окружающей среды радиоактивными продуктами и требует выполнения определенных мероприятий, гарантирующих соответствие этим нормам. При Министерстве здравоохранения СССР создана Национальная комиссия по радиационной защите (НКРЗ), на которую возложено обобщение данных по научному обоснованию принципов радиационной защиты и разработка норм и правил радиационной защиты и радиационной безопасности. НКРЗ подготовлены «Нормы радиационной безопасности», а также «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСП—72/87). В развитие основных положений этих документов были выпущены «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП—АЭС-79», содержащие требования к обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районе их размещения, а также по защите окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и по сбросу избыточного тепла. В отличие от аналогичных международных нормативов наши документы носят законодательный, а не рекомендательный характер.
Опыт эксплуатации АЭС в нашей стране, регламентированный соответствующими нормами и правилами, позволяет оценить радиационную обстановку, как хорошую. Можно утверждать, что условия труда, состояние здоровья персонала, а также окружающей среды вокруг различных АЗС благоприятнее, чем в других отраслях энергетики.