ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙОНАХ.

ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙОНАХ.

первая реакция деления была осуществлена в США в 1942 г. Это был известный реактор под трибунами чикагского стадиона, работой руководил итальянский физик Энрико Ферми.

20 декабря 1951 года в Айдахо заработал энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

В России независимо от Ферми эту идею разрабатывал Александр Ильич Лейпунский, чье имя носит наш Физико-энергетический институт. В октябре 1949 г. Александр Ильич направил правительству записку на основе собственных рассуждений и изысканий, что необходимо заниматься быстрыми реакторами, которые могут решить проблему ядерного топлива для обеспечения ядерной энергетики.

В середине 1950 г. им была отправлена более основательная записка под названием «Система реакторов на быстрых нейтронах», где он обосновывал возможность создания таких установок. В дальнейшем именно нашему Физико-энергетическому институту и было поручено вести это направление ядерной энергетики. На следующем этапе была поставлена задача создания экспериментальной установки для ядерно-физических исследований. Такой установкой стала критическая сборка БР-1, которая в 1955 г. была запущена в нашем институте. Следующая установка - реактор БР-2 на ртутном охлаждении - была запущена в 1956 г., а через три года был сдан в эксплуатацию реактор БР-5 уже с натриевым охлаждением тепловой мощностью 5 Мвт. Таким образом, к концу 1950-х гг. в нашей стране был завершен первый этап создания экспериментальной базы для обоснования технологии быстрых реакторов.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах.

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана составляет примерно 4,7 млн тонн. Этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года)

заместитель генерального директора ГНЦ РФ — ФЭИ доктор технических наук Владимир Михайлович Поплавский утверждал:

«Сегодня мы говорим об инновационном развитии ядерной энергетики, поэтому идет поиск каких-то новых принципиальных технологических решений. Примером такого поиска выступает проект «Прорыв», реализуемый сейчас в «Росатоме». Он включает как реакторные технологии (натриевый быстрый реактор на основе проекта БН-1200, быстрые реакторы с использованием тяжелого теплоносителя – проект БРЕСТ-ОД-300 на свинце и проект СВБР-100 на свинце-висмуте), так и целый ряд топливных технологий, включая плотное смешанное уран-плутониевое нитридное топливо. Однако проект «Прорыв» в силу своей уникальности требует отдельного рассмотрения».