На этой неделе Ростехнадзор выдал лицензию на создание первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Реактор замкнутого цикла на быстрый нейтронах БРЕСТ должен стать первым в мире реактором без зоны отчуждения, без необходимости вывоза за территорию радиоактивных отходов. Опытно-демонстрационный энергоблок БРЕСТ-ОД-300 с множеством новаций (свинцовый теплоноситель, плотное нитридное уран-плутониевое топливо, пристанционная переработка ОЯТ) одно время плотно пиарился и в середине десятилетия был неким символом того, что у. российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
«Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
А к 2024 году предполагается начать сооружение модуля переработки облученного топлива», - сказал он. Во-первых, это производство плотного нитридного СНУП-топлива, которое обеспечит эффективную работу быстрого реактора со свинцовым теплоносителем и будет полностью состоять из рециклированных ядерных материалов, таких как плутоний и обедненный уран. Во-вторых, это более эффективные и экономически привлекательные радиохимические технологии переработки облученного топлива и обращения с отходами. Именно они в комплексе позволят сделать атомную энергетику будущего фактически возобновляемой и практически безотходной в производственной цепочке», - заявила президент Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» Наталья Никипелова. Для справки: Российская отраслевая стратегия предполагает создание двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом. ОДЭК возводится в рамках стратегического проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом», направленного на создание новой технологической платформы атомной энергетики. Она предполагает широкое внедрение технологий рециклинга ядерных материалов.
Он имеет гриф «коммерческая тайна». Каркас галереи, которая свяжет все модули комплекса. Фото Алексея Баширова. Николаев, - потому что такой реактор нигде и никогда не работал. Вместе с тем - показать принципиальную возможность работы замкнутого топливного цикла». Проект реактора «БРЕСТ-ОД-300» имеет шесть приоритетов, среди которых - нераспространение ядерных материалов, поскольку в нем не накапливается отдельно плутоний; равновесность захоронения отходов, безопасность проекта, то есть не требуется отселение людей от этого объекта, и другие. В сумме эти шесть приоритетов, заложенные в реактор такого типа, и делают его привлекательным. Однако, по словам А. Николаева, такой мощности реактор больше строиться не будет, поскольку в коммерческом отношении мощность в 300 мВт неоправданно мала. Строительная площадка опытно-демонстрационного энергокомплекса, возводится модуль фабрикации ядерного топлива. На строительной площадке работы идут круглые сутки, в три смены работают 300 человек. На данном этапе возводится здание по подготовке ядерного топлива для реактора и закладывается административно-бытовой корпус и др. Каждый модуль между собой будут связывать галереи. Такая галерея свяжет в единую цепочку завод по производству топлива, реактор и завод по переработке ядерного топлива.
Части плиты сварили на стройплощадке. Она обеспечит удержание теплоизоляционного бетона и сформирует дополнительный локализующий барьер за границей контура теплоносителя. До 2042 года предстоит ввод 10 энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах».
При делении ядра урана-235 тепловым нейтроном образуется в среднем 2,45 нейтрона. Таким образом, в среднем 1,15 нейтрона тратится на одно деление, остальные 1,3 могут быть захвачены ураном-238 с образованием плутония-239. Но тепловые нейтроны также активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне : осколками деления например, ксенон-135 , замедлителем, теплоносителем, стержнями управления и защиты, часть нейтронов просто утекает из активной зоны. Поэтому в реакторах с преимущественно тепловым спектром нейтронов коэффициент воспроизводства всегда меньше единицы 0,5-0,7. Тем не менее конвертация урана-238 вносит определённый вклад в общее энерговыделение реакторов с тепловым спектром нейтронов. Поэтому коэффициент воспроизводства может оказаться больше расхода первичного делящегося изотопа в идеале, КВ может достигать 1,5 — если никаких потерь нет вообще, а все нейтроны делят уран-235 или поглощаются ураном-238. На реально существующих реакторах КВ достигает 1,2. При очередной перезагрузке топлива извлечённый ОЯТ может содержать больше делящегося вещества, поддерживающего цепную реакцию, чем было загружено изначально. Его можно выделить химически и использовать для загрузки свежим топливом широко распространённых реакторов на тепловых нейтронах вместо дефицитного урана-235. Выгодной эта операция становится в связи с тем, что в природе встречается лишь один редкий изотоп, поддерживающий цепную реакцию — уран-235. Его природные запасы в пригодных для экономически эффективной добычи месторождениях невелики. Зато в природе многократно больше двух других изотопов тория-232 и урана-238 , которые цепную реакцию не поддерживают, но из которых облучением нейтронами можно получать другие изотопы уран-233 и плутоний-239 , уже поддерживающие цепную реакцию. Дополнительную выгоду приносит резкое уменьшение требований к хранению ядерных отходов, образующихся от отработанного ядерного топлива. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах привели к отставанию их развития от реакторов с тепловым спектром нейтронов. Кроме того доступность урана-235 ещё не достигла критических для отрасли величин. В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание демонстрационного топливного цикла, который должен продемонстрировать работоспособность, выявить проблемы масштабирования и обосновать экономику замкнутого цикла ядерного топлива.
Изобилие терминологии скрывает физический смысл
- Публикации
- В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300
- Брест | Атом Вики | Fandom
- Ядерный реактор будущего
- «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора
- 6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300?: nucl0id — LiveJournal
ОД-реактор на быстрых нейронах БРЕСТ-ОД-300 (проект "Прорыв", г. Северск, Томская область)
Согласно планам, реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300.». Согласно планам реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. Строительство атомного энергоблока БРЕСТ-ОД-300 Госкорпорация Росатом рассчитывает, что реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 и модуль по переработке использованного ядерного топлива сменят. В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции.
В Томской области начали строить уникальный реактор БРЕСТ-300
| Началось строительство опытного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ | Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса, расположенного в Северске Томской области. |
| На чем стоит реактор проекта «Прорыв»? | Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса, расположенного в Северске Томской области. |
Строительство реактора “БРЕСТ-ОД-300” вышло на “нулевую” отметку
| «Брест-300», это – «прорыв» к бюджетным ресурсам!». — Back in the USSR (Виктор Козлов) — NewsLand | В Северске на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости. |
| Выдана лицензия на создание реактора БРЕСТ-ОД-300. Что это значит | Переработка ОЯТ БРЕСТ-300 будет происходить непосредственно на площадке ОДЭК, в модуле переработки (МП) комплекса ОДЭК. |
| Россия создала нейтронный «Прорыв» | БРЕСТ-ОД-300 на быстрых нейтронах позволит многократно использовать отработанное топливо, а также вырабатывать электроэнергию без накопления облучённого ядерного топлива. |
| Росатом начал строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 | Добавляется, что большинство проектных и технических решений для самой реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 и ее основного оборудования являются инновационными и ранее не применялись на промышленных атомных объектах. |
Другие новости
- 6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300?: nucl0id — LiveJournal
- Завершено создание фундамента под реактор БРЕСТ-ОД-300
- Свинцовый реактор «в железе»
- Свинцовый реактор «в железе»
- Свинцовый реактор «в железе»
«Брест-300», это – «прорыв» к бюджетным ресурсам!».
По словам главного конструктора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Вадима Лемехова, строящийся реактор является «металлобетонной конструкцией, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец. На стройплощадке опытно-демонстрационного энергокомплекса в Северске начался монтаж реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД‑300.
Новейший энергоблок БРЕСТ: мир замер в восхищении от проекта "Росатома"
Испытания перспективного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива российского реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300). БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут). Реактор Брест, также известный как проект Прорыв, решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.
6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300?
| Ядерный реактор будущего | Переработка ОЯТ БРЕСТ-300 будет происходить непосредственно на площадке ОДЭК, в модуле переработки (МП) комплекса ОДЭК. |
| В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300 | Добавляется, что большинство проектных и технических решений для самой реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 и ее основного оборудования являются инновационными и ранее не применялись на промышленных атомных объектах. |
| В чем особенности уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300 | Обзоры - О проведении исследований, строительстве и эксплуатации и ремонте опытно демонстрационного энергетического комплекса с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. |
| В Томской области начали строить уникальный реактор БРЕСТ-300 | плутонием-239, воспроизводя его из природного урана-238. |
| Свинцовый реактор «в железе» | передает РИА Новости. |
Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах. Опытно-демонстрационный энергоблок «БРЕСТ-ОД-300» является ключевым элементом опытно-демонстрационного энергетического комплекса, который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а. Атомный энергоблок мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем является частью важнейшего для всей мировой ядерной отрасли объекта – Опытного демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК).
Уникальный реактор БРЕСТ-300 начали строить в Томской области
Из трех твэлов, установленных в каждом ОУ, два твэла были оснащены средствами измерения параметров температура оболочки твэла, температура топлива, давление в компенсационном объеме твэла. Один из твэлов — так называемый штатный — не имел средств измерения параметров, чтобы исключить влияние датчиков на работоспособность твэла. Кроме параметров твэлов, в каждом ОУ измерялись: — температура оболочки ампулы, в которой установлены твэлы; — температура свинца теплоносителя ; — давление в ампуле; — нейтронный поток в ампуле. Целевым параметром испытаний являлись пороговые значения среднерадиальной энтальпии топлива, при которой происходят необратимые изменения конструкции твэла фрагментация топлива, разгерметизация оболочки твэла по различным механизмам ее разрушения, вплоть до ее плавления. Испытания СНУП-топлива включали в себя методические и исследовательские пуски, которые были проведены в режимах «вспышка» и «импульс».
Его природные запасы в пригодных для экономически эффективной добычи месторождениях невелики. Зато в природе многократно больше двух других изотопов тория-232 и урана-238 , которые цепную реакцию не поддерживают, но из которых облучением нейтронами можно получать другие изотопы уран-233 и плутоний-239 , уже поддерживающие цепную реакцию. Дополнительную выгоду приносит резкое уменьшение требований к хранению ядерных отходов, образующихся от отработанного ядерного топлива.
Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах привели к отставанию их развития от реакторов с тепловым спектром нейтронов. В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание демонстрационного топливного цикла, который должен продемонстрировать работоспособность, выявить проблемы масштабирования и обосновать экономику замкнутого цикла ядерного топлива. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем [11] , что является одной из причин осуществления проекта БРЕСТ. Кроме него, в программе участвуют и другие инновационные проекты: серия реакторов с натриевым теплоносителем типа БН-800 и проект реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР. Орловым и Е. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС [1] [13] [14].
Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость» [15]. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов. Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей. Особенности конструкции[ править править код ] Реактор является установкой бассейнового типа, в шахту из теплоизоляционного бетона изнутри покрытого металлическим лайнером залит свинец теплоноситель , в который опущены активная зона , парогенератор , насосы и другие системы.
Почему создатели такого реактора относят его к четвертому поколению и называют первым в мире? Согласно проектным заявлениям, БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать себя основным энергетическим компонентом - плутонием-239, воспроизводя его из природного урана-238. Это главное достоинство сооружаемого реактора и ключевой момент всего направления "Прорыв" - достижение нового качества ядерной энергетики, разработка, создание и промышленная реализация замкнутого ядерного топливного цикла, когда базой для этого становятся реакторы на быстрых нейтронах. В нашем случае - на быстрых нейтронах и с жидким свинцом в качестве теплоносителя. Родовое преимущество "быстрых" реакторов их еще называют бридерами, в переводе с английского - "размножителями" заключено в способности использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла в частности, плутоний. Быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а параллельно с этим - дожигать то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы актиниды. Обсуждаемые варианты топливного цикла в атомной энергетике. Одновременно с реактором там же, на площадке Сибирского химкомбината, создают комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива и модуль переработки облученного ядерного топлива.
На старте проекта была разработана комплексная программа расчетно-экспериментального обоснования твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. По результатам послереакторных исследований твэлов проведена верификация топливных кодов и их аттестация. Более тысячи экспериментальных тепловыделяющих элементов с различными характеристиками изготовил Сибирский химический комбинат за 10 лет участия в проекте «Прорыв», чтобы совместно с ВНИИНМ найти и обосновать наиболее удачную конфигурацию ядерного топлива нового поколения. Безусловно, у регулирующих органов остаются вопросы, требующие дополнительных исследований, в частности поведение твэлов в свинцовом теплоносителе не в стендовых условиях, а в реакторных. Еще одно направление работ — твэлы с жидкометаллическим подслоем. Результаты облучения ЭТВС в реакторах БОР-60 и БН-600 и послереакторных исследований подтвердили перспективность применения твэлов с жидкометаллическим подслоем на основе сплавов свинца для достижения высоких выгораний. Для МФР впервые в мире были созданы уникальные многофункциональные комплексы: установки карботермического синтеза, изготовления таблеток и участок технологического сопровождения. Компанией «Диаконт» изготовлены и проходят испытания роботы — прототипы для роботизированных комплексов фабрикации смешанного уран-плутониевого топлива с включением дожигаемых минорных актинидов, переработки отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами. Разработаны исходные данные для проектирования, прорабатываются компоновочные решения, дорабатываются технические проекты оборудования. Применена комбинированная технология, состоящая из пирохимических процессов на начальных стадиях переработки и гидрометаллургических процессов на последующих. Подобный подход позволяет сочетать, казалось бы, труднореализуемые подходы в единую технологию — перерабатывать «горячее» ОЯТ с минимизацией выдержки и регулировать чистоту продуктов переработки от продуктов деления, тщательно контролировать состав направляемых на захоронение радиоактивных отходов. Как результат, достигаются высокие экономические и экологические показатели. Технологические решения содержат ряд уникальных разработок. Продемонстрирована технологическая готовность к выделению америция для трансмутации. Разработан процесс малоотходной дезактивации оборудования со сложной геометрией. Разработан технологический процесс изготовления таблеток из порошков, полученных после переработки СНУП-топлива. Разработана установка остекловывания ВАО.
Выдана лицензия на создание реактора БРЕСТ-ОД-300. Что это значит
Прорыв в атомной энергетике от РОСАТОМ | Геоэнергетика Инфо. По словам главного конструктора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Вадима Лемехова, строящийся реактор является «металлобетонной конструкцией, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Как и любой другой реактор, БРЕСТ-ОД-300 снабжен системой аварийного охлаждения реактора. Старт строительству атомного энергоблока мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем в торжественной обстановке, в присутствии первых лиц российского и зарубежного атомного сообщества, руководства. БРЕСТ-ОД-300 — первый реактор в мире с таким теплоносителем (не считая лодочных реакторов на эвтектике свинец-висмут).
Изобилие терминологии скрывает физический смысл
- Ядерный прорыв: под Томском построят реактор будущего - Экономика -
- В Томской области начали строить уникальный реактор БРЕСТ-300
- Об изотопах урана и о цепных реакциях деления
- Бесконечная энергия: «Росатом» строит первый в мире реактор с замкнутым циклом
- Выдана лицензия на создание реактора БРЕСТ-ОД-300. Что это значит
В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300
Изделие для реактора изготавливают с применением аддитивной технологии электронно-лучевой наплавки проволоки ЭЛНП , схожей с действием 3D печати. В процессе применения данной технологии происходит послойное формирование конструкции, исходя из электронной модели. Такая инновационная технология делает ещё один шаг к повышению эффективности и конкурентоспособности уникальной реакторной установки типа БРЕСТ, а также внедрению аддитивных технологий в производственные циклы изготовления изделий для атомной техники», — рассказал о проделанной работе ученых ректор НИУ «МЭИ» Николай Рогалев.
Интегральная конструкция и физика реакторной установки исключают аварии, требующие эвакуации населения. Реактор работает по двухконтурной схеме: ядерное топливо нагревает жидкий свинец первого контура, в парогенераторе он передает тепло воде второго контура, которая в виде пара вращает турбину, передающую энергию электрогенератору. Он, в свою очередь, производит электроэнергию. В ОДЭК также входят модуль по производству уран-плутониевого топлива и модуль по переработке отработавшего топлива. Из энергетического плутония с добавлением обедненного урана по технологии карботермического синтеза будут производиться новые порции свежего топлива. Фактически, это замыкание ЯТЦ на площадке атомной станции. Для агрегата использовали высоколегированные стали и керамические материалы, он весит более 30 т. Доставили насос на площадку в конце марта 2023 года.
После монтажа его испытают на специальном стенде в колонке с расплавленным свинцом.
В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония СНУП-топливо и минорных актиноидов изотопов нептуния Np-237 , америция Am-241, Am-243 и кюрия Cm-242, Cm-244, Cm-245. Несмотря на положительные результаты аналитических оценок, выполняемых в доказательство надежности и безопасности реакторов на быстрых нейтронах с мононитридным топливом, разработчики проекта реализуют экспериментальную проверку декларируемых параметров работоспособности топлива, в том числе обоснование надежности и работоспособности СНУП-топлива в переходных и аварийных режимах эксплуатации реактора. Москва выбрали реактор ИГР для проведения испытаний топлива в предельных режимах как наиболее подходящий для этих целей, особенно с учетом уникального опыта проведения персоналом РГП НЯЦ РК подобных исследований в прошлом и в настоящее время. При этом специалисты НЯЦ обеспечили разработку необходимого набора расчетных инструментов, которые были использованы не только в процессе выбора и обоснования режимов работы реактора ИГР при проведении испытаний, но и для расчетного анализа их результатов. Из трех твэлов, установленных в каждом ОУ, два твэла были оснащены средствами измерения параметров температура оболочки твэла, температура топлива, давление в компенсационном объеме твэла.
Если найти, разработать, научиться применять технологию, которая позволяла бы использовать уран-238 для производства энергии — получится огромный запас, причем в очень хорошо подготовленном состоянии, все описанные этапы уже оплачены, в основном — в годы всеобщей ядерной гонки.
Нейтроны быстрые и нейтроны тепловые, или "Открытый ядерный топливный цикл" Есть у урана-238 и у урана-235 еще одна характеристика, из-за которой нынешняя атомная энергетика на 99,5 процента состоит из так называемых тепловых реакторов. В атомной физике такие характеристики, как скорость движения ядерных частиц и их температура — тождественные понятия, то есть реакторы на быстрых нейтронах можно называть и реакторами на нейтронах горячих, но как-то такой вариант не прижился. И то же, но в другую сторону — тепловые реакторы мы имеем полное право называть медленными, но опять же — не прижилось. После того, как свободный нейтрон "разбивает" ядро атома урана, осколки разлетаются с разными скоростями, что совершенно неудивительно. Ради эксперимента швырните камень в стекло — осколки получатся разного размера, какие-то улетят далеко, какие-то лягут на землю рядышком. Эксперименты ученых-атомщиков показали, что свободные нейтроны с высокими скоростями до ядер урана-235 практически не добираются — их, грубо говоря, перехватывают ядра урана-238. Перехватывают настолько уверенно, что никакой цепной реакции не получается, свободных нейтронов для нее просто не остается.
Для борьбы с этой проблемой используются сразу два способа — во-первых, то самое обогащение, наращивание содержания урана-235 в ядерном топливе в среднем до пяти процентов, то есть концентрация урана-235 в ядерном топливе в семь раз выше, чем в природном уране. Но остальные 95 процентов ядерного топлива — это тот самый уран-238, который быстрые свободные нейтроны "ловит" и "ловит". А вот в том случае, если нейтроны будут медленными, тепловыми, уран-238 их "не замечает", а уран-235 хорош тем, что цепная реакция в нем возникает что от тепловых нейтронов, что от быстрых с равным успехом. Вывод — в активной зоне реактора нужен замедлитель, который превратит все нейтроны в тепловые медленные , что и гарантирует возможность управляемой цепной реакции деления. Химических элементов, обеспечивающих замедление нейтронов, не так уж много: чистый графит, вода с высоким содержанием дейтерия она же — "тяжелая вода" и вода обычная, но химически очищенная от всех примесей. Уран-графитовые реакторы исторически были первыми — именно их использовали для наработки оружейного плутония, то есть для создания ядерного оружия. Десять лет атомной аварии на "Фукусиме": Япония скорбит и помнит 12 марта 2021, 15:30 Канадцы сосредоточились на реакторах с тяжелой водой, но основная часть действующих атомных энергоблоков относится к водо-водяному типу.
Название несколько нелепое, но отражает физическую идею: вода одновременно служит и замедлителем, и теплоносителем, то есть "тормозит" нейтроны и забирает на себя энергию ядерных реакций, набирая температуру, которой достаточно для получения горячего пара, который и вращает турбину, генерирующую электроэнергию. Впервые такие реакторы были использованы для атомных подлодок, но потом вышли на сушу и доказали, что являются наиболее надежными и экономически выгодными. Выгодными, но при всем перечисленном — при неиспользовании сотен тысяч тонн обедненного урана. Это — описание открытого ядерного топливного цикла, при нем ядерное топливо используется один раз, и дальнейший путь облученного ядерного топлива ОЯТ , после того, как его извлекают из реактора — переработка и захоронение.