На смену утраченным выгоревшим ядрам урана U 235 появляются новые столь же полезные ядра плутония или урана U 233.

Таким образом, ядерное топливо воспроизводится таким же или более быстрым темпом, чем оно расходуется. При этом более распространенный изотоп урана U 238 превращается в делящийся материал, что существенно увеличивает ресурсную базу ядерной энергетики.

В реакторе–размножителе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать воду, так как замедление нейтронов здесь нежелательно. Вместо нее в современных конструкциях в качестве теплоносителя используется жидкий натрий.

Принципиальная схема реактора–размножителя на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем показана на рисунке.

На рис. представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденса­тор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, обо­рудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схемой, включающей реактор на тепловых нейтронах, настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной.

В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом кон­туре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар).

Рисунок 7.1. Принципиальная схема реактора-размножителя на быстрых нейронах с жидкометаллическим теплоносителем: 1 – сепаратор перегреватель;

2 – турбина низкого давления; 3 – генератор; 4 – конденсатор; 5 – конденсаци-онный насос; 6 – регенеративные теплообменники; 7 – испаритель; 8 – пита-

тельный насос; 9 – реактор; 10 – промежуточный теплообменник; 11 – паропе-регреватель; - 12 – турбина высокого давления

Итак, в результате реакции деления в ядерном горючем Pu 239 образуются быстрые нейтроны, а продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту.Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала U 238 быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее.

В ядерном реакторе температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе, поскольку в первом при-меняется теплообменник и турбину вращает пар вторичного контура. В резуль-тате термический КПД АЭС только 30 %, в то время как для электростанций на угле, нефти или газе он достигает 40 %. А это означает, что при одинаковом производстве электроэнергии на АЭС образуется примерно в полтора раза больше сбросной теплоты, чем на электростанции на органическом топливе. Потенциально опасные отходы производства образуются на электростанциях обоих типов (ТЭС и АЭС). На АЭС – это отходы с высоким уровнем радиоактивности, значительная часть которых имеет длительное время полураспада.

Радиоактивные отходы, содержащиеся в отработавшем ядерном горючем, представляют собой проблему в развитии ядерной энергетики. Современные планы развития требуют создания заводов по переработке отработавшего ядерного топлива, на которых можно было бы выделять из него уран и плутонийдля их последующего использования. Остальная часть отработавшего топлива должна быть надежно изолирована от биосферы на многие годы. Связанные с этим операции – транспортировка, переработка и хранение радиоактивных отходов – представляют собой сложные технические проблемы.