Просмотр кода страницы Реактор на быстрых нейтронах

[[Файл:Shevchenko BN350.gif|200px|thumb|right|Реактор БН-350 в [[Актау]]]][[Файл:Shevchenko BN350 desalinati.jpg|200px|thumb|right|Опреснители на основе БН-350]]
'''Реактор на быстрых нейтронах''' — [[ядерный реактор]], в [[Активная зона|активной зоне]] которого нет [[Замедление нейтронов|замедлителей нейтронов]] и [[спектр нейтронов]] близок к энергии нейтронов деления (~10<sup>5</sup> [[электронвольт|эВ]]). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

По сравнению с доминирующими ныне [[Реактор на тепловых нейтронах|реакторами на тепловых нейтронах]] позволяют увеличить скорость конверсии изотопа [[уран-238]] в поддерживающие [[Цепная ядерная реакция|цепную реакцию]] изотопы [[плутоний|плутония]], тем самым вовлекая в топливный цикл большие запасы отхода ядерной энергетики, известного как [[обедненный уран]]. При определенных условиях скорость конверсии может превышать единицу, то есть делящееся вещество нарабатывается быстрее чем расходуется. Концепция массового строительства энергетических реакторов на быстрых нейтронах с целью снижения потребности в ископаемом уране получила название '''замкнутый [[ядерный топливный цикл]]'''.

== История ==
{{iw|Clementine (реактор)|Clementine||Clementine (nuclear reactor)}} — первый в мире реактор на быстрых нейтронах, запущен в [[1946 год в науке|1946 году]] [[Наука в США|в США]] в [[Лос-Аламосская национальная лаборатория|Лос-Аламосской национальной лаборатории]]<ref>назван «[[Клементина|Клементиной]]» по имени дочки шахтера из песни «{{iw|Oh My Darling, Clementine}}»; главное сходство было в том, что реактор располагался в глубоком [[Каньон|каньоне]] — примерно таком же, где работал песенный шахтер. [https://rg.ru/articles/leipunskiy/] {{Wayback|url=https://rg.ru/articles/leipunskiy/|date=20231214233311}}</ref>; в качестве [[Теплоноситель|теплоносителя]] использовалась [[ртуть]]. Реактор проработал до 1952 года, показав, в частности, что ртуть в качестве теплоносителя для быстрых реакторов бесперспективна из-за своих плохих характеристик теплопередачи. 

Первые промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в эксплуатацию [[Наука в СССР|в Советском Союзе]], а Россия занимает первое место в мире в развитии технологий строительства таких реакторов, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. 

Первый советский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах — [[БР-2]] (также с ртутью в качестве теплоносителя) — работал в Обнинске с 1955 года, затем был демонтирован и в том же здании № 85 на том же месте установлен и в 1959 году введён в эксплуатацию реактор [[БР-5 (реактор)|БР-5]], который дал возможность получить первые данные, необходимые для разработки быстрых энергетических реакторов с [[Натрий|натриевым]] охлаждением. Реактор обладал всеми основными чертами атомной электростанции и стал прототипом будущих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — [[БН-350]] — был запущен в СССР в [[1973 год в науке|1973 году]] и проработал в [[Актау]] по 1999 год. Второй энергоблок ([[БН-600]]) был установлен на [[Белоярская АЭС|Белоярской АЭС]] в 1980 году и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет<ref name=":02">{{Cite web|url=http://www.rosatominternational.com/news/2016/11/29-11-1|title=Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл|author=|website=Официальный сайт Росатома|date=2016-11-29|publisher=www.rosatominternational.com|access-date=2019-12-17|archive-date=2019-12-17|archive-url=https://web.archive.org/web/20191217170053/http://www.rosatominternational.com/news/2016/11/29-11-1|url-status=live}}</ref>. 
Там же 10 декабря [[2015 год в науке|2015 года]] был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения — [[БН-800]].
В данный момент России принадлежит технологический приоритет в их разработке и эксплуатации, что открывает практически неограниченные возможности для использования энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе [[Радиоактивные отходы|отходов АЭС]] и [[Оружейный плутоний|оружейного плутония]].

== Принцип действия ==
В связи с малым [[Ядерное эффективное сечение|сечением деления]] [[Уран-235|<sup>235</sup>U]] быстрыми нейтронами для поддержания [[Цепная ядерная реакция|цепной реакции]] необходимо поддерживать гораздо бо́льшие напряженности нейтронных полей по сравнению с [[Реактор на тепловых нейтронах|реакторами на тепловых нейтронах]]. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо бо́льшая доля [[Уран-238|<sup>238</sup>U]] вовлекается в процесс трансмутации в [[плутоний]], что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.

В [[активная зона|активной зоне]] реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь, принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора. Это требование вынуждает использовать в качестве теплоносителя легкоплавкие металлы, например [[ртуть]], [[натрий]], [[свинец]] или [[висмут]]. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности и высокой токсичности паров ртути. Сегодня получили развитие реакторы с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым [[теплоноситель|теплоносителями]].

[[Ядерное эффективное сечение|Сечение]] деления в быстрой области энергий не превышает 2 [[барн]]. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима относительно высокая удельная плотность делящегося вещества в активной зоне по сравнению с [[реактор на тепловых нейтронах|реакторами на тепловых нейтронах]]. Это вынуждает применять особые конструктивные решения, например отражатели нейтронов и высокоплотное топливо, увеличивающие стоимость строительства и эксплуатации. Радиационные нагрузки на конструкционные материалы также значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом достоинств с точки зрения безопасности: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска [[Пароциркониевая реакция|пароциркониевой реакции]], ставшей одной из причин [[авария на АЭС Фукусима|взрывов на Фукусимской АЭС]]. С другой стороны, популярный теплоноситель натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Именно поэтому после 3-летней эксплуатации единственной подлодки с натриевым теплоносителем [[USS Seawolf (SSN-575)]] были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на [[водо-водяной ядерный реактор|водо-водяной]], и конструкция с натриевым теплоносителем больше не применялась в ВМС США, а ВМФ СССР не применялась вообще. ВМФ СССР имел на вооружении серийные АПЛ с [[БМ-40А (ОК-550)|реактором со свинцово-висмутовым теплоносителем]] – [[Подводные лодки проекта 705(К) «Лира»|проект 705(К) «Лира»]] в количестве 7 единиц, но к настоящему времени они все также выведены из эксплуатации.

Основным достоинством этого типа реакторов считается возможность вовлечь в топливный цикл такие материалы как [[уран-238]] и [[торий]]-232. Это значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Кроме того, эти реакторы позволяют относительно безопасно избавиться от самых активных и долгоживущих изотопов в [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшем ядерном топливе]], значительно сократив срок его биологической опасности.

В сентябре 2016 года [[Росатом|российские атомщики]] успешно протестировали на полной мощности новый и мощнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — БН-800 [[Белоярская АЭС|Белоярской АЭС]]. Вместе с запущенным годом ранее производством [[MOX-топливо|МОКС-топлива]] Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счет вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива<ref name=":02" />.

== Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах ==
{| class="wikitable sortable" style="text-align:center;"
|+ Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах
|-
! Реактор !! Страна !! Место !! Запуск !! Остановка !! Тепловая <br>мощность <br>МВт
! Электрич. <br>мощность <br>МВт !! Тепло-<br>носитель
|-
|style="text-align:left;"| [[БР-2]] ||style="text-align:left;"|СССР / Россия
|style="text-align:left;"| [[Обнинск]], [[Физико-энергетический институт|ФЭИ]] || 1956 || 1957 || 0,1 || — || Ртуть
|-
|style="text-align:left;"| [[БР-5 (реактор)|БР-5]] ||style="text-align:left;"|СССР / Россия
|style="text-align:left;"| [[Обнинск]], [[Физико-энергетический институт|ФЭИ]] || 1958 || 2002 || 5 || — || Натрий
|-
|style="text-align:left;"| [[ИБР]] ||style="text-align:left;"|СССР / Россия
|style="text-align:left;"| [[Дубна]], [[ОИЯИ]] || 1960 || — || — || — || Натрий
|- bgcolor=#F0FFF0
|style="text-align:left;"| [[ИБР-2]] ||style="text-align:left;"|СССР / Россия
|style="text-align:left;"| [[Дубна]], [[ОИЯИ]] || 1981 || действует || — || — || Натрий
|- bgcolor=#F0FFF0
|style="text-align:left;"| [[БОР-60]] ||style="text-align:left;"|СССР / Россия
|style="text-align:left;"| [[Димитровград (Россия)|Димитровград]], [[Научно-исследовательский институт атомных реакторов|НИИАР]]
| 1968 || действует || 60 || 12 || Натрий
|-
|style="text-align:left;"| [[:en:Clementine (nuclear reactor)|Clementine]] || style="text-align:left;"|США
|style="text-align:left;"| [[Лос-Аламос]], [[Лос-Аламосская национальная лаборатория|ЛАНЛ]] || 1946 || 1952 || 0,025 || — || Ртуть
|-
|style="text-align:left;"| [[Экспериментальный реактор-размножитель I|EBR-1]] || style="text-align:left;"|США
|style="text-align:left;"| [[Айдахо]], INL || 1951 || 1964 || 1,4 || 0,2 || Натрий/Калий
|-
|style="text-align:left;"| [[Экспериментальный реактор-размножитель II|EBR-2]] || style="text-align:left;"|США
|style="text-align:left;"| [[Айдахо]], INL || 1964 || 1994 || 62 || 19 || Натрий
|-
|style="text-align:left;"| [[:en:SEFOR|SEFOR]] || style="text-align:left;"|США
|style="text-align:left;"| [[Арканзас]] || 1969 || 1972 || 20 ||  || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[:en:Fast Flux Test Facility|FFTF]] || style="text-align:left;"|США
| style="text-align:left;"| [[Хэнфордский комплекс]] || 1982 || 1993 || 400 || — || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[Дунрей#Реактор DFR|DFR]] || style="text-align:left;"|Великобритания
| style="text-align:left;"|Центр [[Дунрей]] || 1959 || 1977 || 65 || 11 || [[NaK|Натрий/Калий]]
|-
|style="text-align:left;"| [[:fr:Rapsodie|Rapsodie]] || style="text-align:left;"|Франция
|style="text-align:left;"| [[Буш-дю-Рон]], [[Кадараш]] || 1967 || 1983 || 40 ||  || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[Дзёё (ядерный реактор)|Jōyō]]|| style="text-align:left;" |Япония
| style="text-align:left;"| АЭС Дзёё || 1977 || 2007 || 150 || — || Натрий
|- bgcolor=#F0FFF0
|style="text-align:left;"| [[:en:Fast Breeder Test Reactor|FBTR]] ||style="text-align:left;"|Индия
|style="text-align:left;"| Калпаккам, IGCAR || 1985 || действует || 40 || 13 || Натрий
|- bgcolor=#F0FFF0
|style="text-align:left;"| [[Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах|CEFR]] ||style="text-align:left;"|Китай
|style="text-align:left;"| [[Пекин]], CIAE || 2010 || действует || 65 || 20 || Натрий
|}

== Промышленные реакторы на быстрых нейтронах ==
В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах, как правило, используются конструктивные схемы с [[Реактор с жидкометаллическим теплоносителем|жидкометаллическим теплоносителем]]. Обычно это или жидкий [[натрий]], или [[Эвтектика|эвтектический]] сплав (точнее, жидкая смесь) [[Свинец|свинца]] с [[висмут]]ом. В качестве теплоносителей рассматривались и [[Реактор на расплавах солей|расплавы солей]] ([[Фторид урана(V)|фториды урана]]), однако их применение было признано бесперспективным.

Также рассматриваются в качестве перспективных теплоносителей расплавы разных концентраций систем свинец-олово, висмут-свинец (не только эвтектика), галлий-индий.

=== Приоритет СССР и России ===
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в [[1950-е годы|1950-е]] годы. В 1960-е — 80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в [[СССР]], [[США]] и ряде европейских стран. Первый промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — [[БН-350]] — был запущен в СССР в 1973 году, второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году ([[БН-600]]). После закрытия в 2009 году французского быстрого натриевого реактора «[[Феникс (реактор)|Феникс]]» (''Phénix'') Россия осталась в мире единственной страной с действующими быстрыми энергетическими реакторами: [[БН-600]] в 3-м энергоблоке [[Белоярская АЭС|Белоярской АЭС]]<ref>{{Cite web |url=http://www.elemash.ru/ru/manufacture/product/nuclear/nuclear2/ |title=Ядерное топливо для реактора БН-600 |access-date=2010-06-23 |archive-url=https://web.archive.org/web/20100314180011/http://www.elemash.ru/ru/manufacture/product/nuclear/nuclear2/ |archive-date=2010-03-14 |url-status=dead }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/event_anons/index.php?id4=17998 |title=Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина |access-date=2010-06-23 |archive-date=2010-06-14 |archive-url=https://web.archive.org/web/20100614212004/http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/event_anons/index.php?id4=17998 |url-status=live }}</ref> и [[БН-800]] в 4-м энергоблоке [[Белоярская АЭС|Белоярской АЭС]]<ref name=":0">{{Cite web |lang=ru |url=http://mining24.ru/electric/start-bn-800/ |title=Запущен реактор БН-800 |publisher=mining24.ru |access-date=2015-12-23 |archive-date=2015-12-23 |archive-url=https://web.archive.org/web/20151223190718/http://mining24.ru/electric/start-bn-800/ |url-status=live }}</ref>{{не АИ}}. Последний запущен 10 декабря 2015 года, в промышленную эксплуатацию вошёл в 2016 году, а в 2018 году на нём началось использование произведенного на [[Горно-химический комбинат|Горно-химическом комбинате]] «[[Росатом]]а» серийного [[МОХ-топливо|МОХ-топлива]]<ref name=":1">{{Cite web|url=https://ria.ru/20190827/1557945434.html|title=Эксперт: Росатом сделал шаг к освоению технологий энергетики будущего|author=|website=|date=2019-08-27|publisher=[[РИА Новости]]|lang=ru|access-date=2019-12-17|archive-date=2019-12-03|archive-url=https://web.archive.org/web/20191203113044/https://ria.ru/20190827/1557945434.html|url-status=live}}</ref>.

Реактор БН-800 используется для отработки ряда технологий замыкания ядерного топливного цикла использованием «быстрых» реакторов, решающих проблему утилизации [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшего ядерного топлива]]. Блок №4 Белоярской АЭС стал прототипом более мощных коммерческих «быстрых» энергоблоков [[БН-1200]], строительство которых планируется в 2030-х<ref name=":1" />.

=== Эксперименты азиатских стран ===
Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны ([[Индия]], [[Япония]], [[Китай]], [[Южная Корея]]). 

[[Атомная энергетика Индии|В Индии]] ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора {{iw|PFBR-500|PFBR-500|en|Prototype Fast Breeder Reactor}} мощностью 500 МВт (эл.), прототипа для последующей малой серии из четырёх<!-- в англовики - 6 (2+4) --> реакторов той же мощности. Пуск его был намечен изначально на 2010, потом на 2014 год<ref>{{cite web|url=http://www.atominfo.ru/newse/l0976.htm|title=Физпуск PFBR-500 пройдёт в сентябре 2014 года|date=2013-07-28|publisher=ATOMINFO.RU|access-date=2014-06-15|archive-date=2013-09-11|archive-url=https://web.archive.org/web/20130911161456/http://atominfo.ru/newse/l0976.htm|url-status=live}}</ref>, но ни в 2017 ни 2021 гг. реактор так и не был запущен<ref>{{cite web|url=http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&showtopic=1125&view=findpost&p=94304|title=Физпуск PFBR-500 отложен на неопределённый срок|date=2017-07-01|publisher=ATOMINFO.RU|access-date=2017-07-01}}</ref>. Ожидается, что он будет введен в эксплуатацию к концу 2025 года.

8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда произошла утечка 640 килограммов металлического натрия, впервые вывели в критическое состояние реактор на АЭС «[[АЭС Мондзю|Мондзю]]». Пусконаладочные работы для ввода его в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1—1,5 года<ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news/aira158.htm
 |title        = Монджу вышел на 0,03% номинала
 |author       = 
 |date         = 2010-05-09
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-01-30
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2013-04-24
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20130424222038/http://atominfo.ru/news/aira158.htm
}}</ref><ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news2/b0965.htm
 |title        = Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу
 |author       = 
 |date         = 2010-08-30
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-01-30
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2011-07-03
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20110703113647/http://www.atominfo.ru/news2/b0965.htm
}}</ref><ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news3/c0111.htm
 |title        = В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу
 |author       = 
 |date         = 2010-09-11
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-01-30
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2012-12-01
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20121201072354/http://www.atominfo.ru/news3/c0111.htm
}}</ref><ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news3/c0738.htm
 |title        = Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно
 |author       = 
 |date         = 2010-11-10
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-01-30
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2011-08-02
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20110802073518/http://www.atominfo.ru/news3/c0738.htm
}}</ref><ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news4/d0664.htm
 |title        = Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы
 |author       = 
 |date         = 2011-02-08
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 2011-01-30
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2013-04-24
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20130424232107/http://atominfo.ru/news4/d0664.htm
}}</ref>. Через полгода, 27 июня 2011 утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю, для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъём трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов<ref>{{cite web
 |url          = http://atominfo.ru/news7/g0348.htm
 |title        = Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010 г.
 |author       = 
 |date         = 2011-06-27
 |work         = 
 |publisher    = [[AtomInfo.Ru]]
 |access-date   = 
 |lang         = 
 |url-status     = live
 |archive-date = 2013-04-24
 |archive-url  = https://web.archive.org/web/20130424215603/http://atominfo.ru/news7/g0348.htm
}}</ref>. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось<ref>[http://eco.ria.ru/business/20111213/515819932.html Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г.] // [[РИА Новости|РИА]], дек 2011 </ref>. В декабре 2016 правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС «Мондзю» — в 2022 году планируется извлечь топливо из реактора и в 2047 году завершить его разборку<ref>{{Cite news|title=Япония признала невозможность запустить АЭС с реактором на быстрых нейтронах|url=https://lenta.ru/news/2016/12/22/reactor/|access-date=2017-01-07|archive-date=2017-01-08|archive-url=https://web.archive.org/web/20170108094343/https://lenta.ru/news/2016/12/22/reactor/}}</ref><ref>{{Cite news|title=Monju prototype reactor, once a key cog in Japan’s nuclear energy policy, to be scrapped|url=http://www.japantimes.co.jp/news/2016/12/21/national/monju-prototype-reactor-key-cog-japans-nuclear-energy-policy-scrapped/|work=The Japan Times Online|date=2016-12-21|access-date=2017-01-07|language=en|archive-date=2017-01-07|archive-url=https://web.archive.org/web/20170107022558/http://www.japantimes.co.jp/news/2016/12/21/national/monju-prototype-reactor-key-cog-japans-nuclear-energy-policy-scrapped/}}</ref>.

=== Реакторы с ртутным теплоносителем ===
* Россия/[[СССР]]
** [[БР-2]] [[ФЭИ]], г.[[Обнинск]], 1956
[[Ртуть]] первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжёлый элемент, поэтому плохо замедляет [[нейтрон]]ы. Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. [[Ртуть]] — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (для пуска реактора не надо предварительно подогревать металл-теплоноситель в первом контуре), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий [[КПД]] при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая [[Коррозия|коррозийная]] активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие энергозатраты на перекачку. В результате ртуть была признана экономически невыгодным теплоносителем.

Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива — металлический [[плутоний]] (сплав σ-фазного плутония с [[галлий|галлием]]). [[Уран (элемент)|Уран]] использовался только в зоне воспроизводства.<ref>{{Cite web |url=http://www.atominfo.ru/news/air3253.htm |title=Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2012-07-29 |archive-date=2013-04-24 |archive-url=https://web.archive.org/web/20130424233209/http://www.atominfo.ru/news/air3253.htm |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://www.atominfo.ru/newsa/j0881.htm |title=Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2012-07-29 |archive-date=2012-06-11 |archive-url=https://web.archive.org/web/20120611190936/http://atominfo.ru/newsa/j0881.htm |url-status=live }}</ref>

=== Реакторы с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем ===
{{main|Реактор с жидкометаллическим теплоносителем}}
Отдельным перспективным направлением считаются реакторы с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) — [[свинец]] или [[Эвтектика|эвтектический]] сплав свинца и [[висмут]]а.
Особенности реакторов с ТЖМТ:
* Спектр ещё более жёсткий, чем у натриевых БН. Чем тяжелее ядро, тем слабее оно замедляет нейтроны, а свинец и висмут — самые тяжёлые стабильные ядра.
* Тяжёлые металлы гораздо менее химически активны, чем натрий — практически не реагируют с водой или воздухом (натрий самовоспламеняется на воздухе и взрывается при контакте с водой).
* С помощью ТЖМТ можно добиться более высокой температуры теплоносителя, что повышает термодинамический КПД.
Однако теплопроводность тяжёлых металлов в несколько раз ниже натрия, а вязкость в несколько раз выше. При определённых условиях расплавленный свинец способен растворять сталь и образовывать шлаки, забивающие трубопроводы (что стало причиной аварии на [[К-27]]). Отдельной проблемой является наработка в ТЖМТ долгоживущих радиоактивных изотопов, самый опасный из которых — [[полоний]]-210 с периодом полураспада {{nobr|{{math|T<sub>1/2</sub>}} {{=}} 138 дней}}. Поэтому пока нет ни одного промышленного реактора с ТЖМТ<ref>{{книга|автор=|часть=|заглавие=Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ—2018) : материалы конференции. — Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 8–10 октября 2018|оригинал=|ссылка=https://www.ippe.ru/images/publications/thesis/HLMC-2018.pdf|издание=|ответственный=|место=Обнинск|издательство=ГНЦ РФ – ФЭИ|год=2019|том=|страницы=|страниц=581|isbn=|тираж=|язык=ru|archive-date=2024-12-16|access-date=2024-10-02|archive-url=https://web.archive.org/web/20241216100319/https://www.ippe.ru/images/publications/thesis/HLMC-2018.pdf|url-status=live}} {{free access}}</ref>. Для отработки технологий ТЖМТ строится опытно-демонстрационный реактор [[БРЕСТ-ОД-300]].

В СССР для [[Атомная подводная лодка|АПЛ]] было построено 13 свинцово-висмутовых реакторов, в том числе три стендовых и десять установленных на подводные лодки<ref>{{cite web|author=Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров|title=«Реактор, опередивший время» или «арктический Чернобыль». Oкончание|url=https://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=11095|website=www.proatom.ru|date=2024-08-21|lang=ru|archive-date=2024-09-14|access-date=2025-01-13|archive-url=https://web.archive.org/web/20240914115721/https://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=11095|url-status=live}}</ref>: два типа РМ-1 на подводной лодке [[К-27]], [[БМ-40А (ОК-550)|три типа БМ-40 и пять типа ОК-550]] на подводных лодках [[Подводные лодки проекта 705(К) «Лира»|проекта 705]]. Служба большинства этих реакторов сопровождалась авариями различной степени тяжести в силу недостаточной надёжности и недостатков в обеспечении базирования. Ни в одном из этих реакторов отработавшее ядерное топливо не было перезагружено на новое.

В России разработан проект свинцово-висмутовых реакторов малой мощности [[СВБР]].

=== Список реакторов ===
{| class="wikitable" style="text-align:center;"
|+Действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах
|-
! rowspan="2" | Реактор
! rowspan="2" | Страна
! rowspan="2" | АЭС
! rowspan="2" | Запуск
! colspan="2" | Эксплуатация
! rowspan="2" | Тепловая <br>мощность, МВт
! rowspan="2" | Электрич. <br>мощность, МВт
! rowspan="2" | Тепло-<br>носитель
! rowspan="2" | Особенности
|-
! с !! до
|- bgcolor=#F0FFF0
| [[БН-600]] || СССР / Россия || [[Белоярская АЭС]]
| 26.02.1980 || 08.04.1980 || || 1470 || 600 || Натрий ||
|- bgcolor=#F0FFF0
| [[БН-800]] || Россия || [[Белоярская АЭС]]
| 10.12.2015 || 01.11.2016 || || 2100 || 880 || Натрий ||
|-
! colspan="10" align="center" style="border-left-color:#fff; border-right-color:#fff; background-color:#fff"|Остановленные промышленные реакторы на быстрых нейтронах
|-
! rowspan="2" | Реактор
! rowspan="2" | Страна
! rowspan="2" | АЭС
! rowspan="2" | Запуск
! colspan="2" | Эксплуатация
! rowspan="2" | Тепловая <br>мощность, МВт
! rowspan="2" | Электрич. <br>мощность, МВт
! rowspan="2" | Тепло-<br>носитель
! rowspan="2" | Особенности
|-
! с !! до
|-
| [[БН-350]]|| СССР/ Казахстан
| [[Мангистауский атомно-энергетический комбинат|Мангистауский АЭК]]|| 1973|| 16.07.1973|| 1999|| 1000|| 150
| Натрий || style="text-align:left;" | Дополнительно 100 МВт для отопления<br> и 100 МВт для опреснения
|-
| [[Феникс (реактор)|«Феникс»]]|| Франция
| [[Маркуль]]|| 1973 || 14.07.1974 || 2009 || 563 || 250 || Натрий
| style="text-align:left;" | С 2003 года электр. мощность была<br> снижена до 140 МВт
|-
| [[Суперфеникс (реактор)|«Суперфеникс»]]|| Франция
| [[Крес-Мепьё]]|| 1985 || 1986 || 1998 || 3000 || 1200 || Натрий ||
|-
|  [[АЭС Мондзю|«Мондзю»]]|| Япония
| [[АЭС Мондзю]]|| 1994 || 29.08.1995 || 22.09.2016 || 714 || 280 || Натрий
| style="text-align:left;" | Реактор за 20 лет проработал<br> совокупно около одного года<ref name="Monju">{{cite web
 |url = http://tesiaes.ru/?p=6221
 |title = В Японии окончательно закроют АЭС на быстрых нейтронах
 |publisher = ТЭС и АЭС
 |date = 2014-02-10
 |access-date = 2016-10-24
 |archive-date = 2016-10-25
 |archive-url = https://web.archive.org/web/20161025045220/http://tesiaes.ru/?p=6221
 |url-status = live
 }}</ref>
|-
| [[Дунрей#Реактор PFR|PFR]]|| Великобритания
| Центр [[Дунрей]]|| 01.03.1974 || 01.07.1976 || 31.03.1994 || 650 || 234 || Натрий ||
|-
| [[АЭС Энрико Ферми (США)|Fermi-1]] || США
| [[АЭС Энрико Ферми (США)|АЭС «Энрико Ферми»]]|| 23.08.1963 || — || 29.11.1972 || 200 || 65 || Натрий
| style="text-align:left;" |
|-
| [[Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ|KNK-I]]|| Германия
| [[Технологический институт Карлсруэ|ТИ Карлсруэ]]|| 1971 || 21.02.1974 || 1.09.1974 ||  || 21 || Натрий ||
|-
| [[Компактная ядерная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ|KNK-II]]|| Германия
| [[Технологический институт Карлсруэ|ТИ Карлсруэ]]|| 1976 || 3.03.1979 || 23.05.1991 ||  || 21 || Натрий
| style="text-align:left;" | В основу лёг советский реактор БОР-60
|-
! colspan="10" align="center" style="border-left-color:#fff; border-right-color:#fff; background-color:#fff"|Так и не запущенные
|-
| [[:en:Clinch River Breeder Reactor Project|CRBRP]]|| США
| [[Администрация долины Теннесси|Долина Теннесси]]|| — || — || — || 1000 || 350 ||
| style="text-align:left;" | Суммарные затраты — 8 млрд $.
|-
| [[:en:Integral fast reactor|IFR]]|| США
|  || — || — || — || — || — ||
| style="text-align:left;" | 
|-
| [[:de:Kernkraftwerk Kalkar|SNR-300]]|| Германия
| [[:de:Kernkraftwerk Kalkar|АЭС «Калькар»]]|| — || — || — || 1500 || 300 || Натрий
| style="text-align:left;" | Суммарные затраты — 7 млрд DM.
|}
<!-- --------------------------------------------------------
=== C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) [[теплоноситель|теплоносителем]] ===
* Россия
** [[СВБР]] — (Свинцово-висмутовый быстрый реактор) — проект
** [[БРЕСТ]] — (Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) — проект
** [[Ангстрем (АТЭЦ)]] — проект передвижной АТЭЦ
** Серия реакторов для [[Атомная подводная лодка|атомных подводных лодок]]
* США
** MSBR-1000, проект [[Реактор на расплавах солей|гомогенного реактора на расплавах солей]]

=== С газовым теплоносителем ===
* Россия / СССР
** [[ВТГР-300]] (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах
----------------------------------------------------------->

=== Строящиеся и проектируемые реакторы на быстрых нейтронах ===
{| class="wikitable sortable" style="text-align:center;"
|+ Строящиеся реакторы на быстрых нейтронах для производства электроэнергии
|-
! Реактор !! Страна !! АЭС !! Начало <br>строительства !! Завершение <br>строительства
! Тепловая <br>мощность, МВт !! Электрич. <br>мощность, МВт !! Тепло-<br>носитель
|-
| style="text-align:left;"| [[PFBR]] || style="text-align:left;"|[[Список АЭС мира#Индия|Индия]]
| style="text-align:left;"| [[АЭС Мадрас]] || 2004 || — || 1250 || 500 || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[CFR-600]] || style="text-align:left;"|[[Список АЭС мира#Китай|Китай]]
| style="text-align:left;"| [[Сяпу]] || 2017 || — || 1500 || 600 || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[БРЕСТ#БРЕСТ-ОД-300|БРЕСТ-ОД-300]] || style="text-align:left;"|[[Список АЭС мира#Россия|Россия]]
| style="text-align:left;"| [[Северск]] || 2021 || — || 700 || 300 || Свинец
|-
! colspan="8" align="center" style="border-left-color:#fff; border-right-color:#fff; background-color:#fff" | Проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
|-
| style="text-align:left;"| [[БН-1200]] || style="text-align:left;"| Россия
| style="text-align:left;"| [[Белоярская АЭС]] || — || — || 2800 || 1220 || Натрий
|-
| style="text-align:left;"| [[СВБР|СВБР-100]] || style="text-align:left;"| Россия
| style="text-align:left;"| — || — || — || 280 || 100 || Свинец-висмут 
|}

== См. также ==
* [[Реактор-размножитель]]
* [[Реактор на тепловых нейтронах]]
* [[Реактор на бегущей волне]]
* [[MOX-топливо|МОХ-топливо]]

== Примечания ==
{{Примечания|2}}

== Литература ==
* {{книга|автор=Левин В. Е.|часть=|заглавие=Ядерная физика и ядерные реакторы|оригинал= |ссылка=|издание=4-е изд|ответственный=|место= М.|издательство=Атомиздат|год=1979|том=|страницы=|страниц=|isbn=|тираж=|язык=ru}}
* {{книга|автор=Петунин В. П.|часть=|заглавие=Теплоэнергетика ядерных установок|оригинал= |ссылка=|издание=|ответственный=|место=М.|издательство=Атомиздат|год=1960|том=|страницы=|страниц=|isbn=|тираж=|язык=ru}}
* {{книга|автор=Климов А. Н. |часть=|заглавие=Ядерная физика и ядерные реакторы.|оригинал= |ссылка=|издание=2-е изд|ответственный=|место=М.|издательство=Энергоатомиздат|год=1985|том=|страницы=|страниц=|isbn=|тираж=|язык=ru}}

== Ссылки ==
* [http://www.world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/ Fast Neutron Reactors] // WNA, 2013-03-15
* [http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/13.carre.pdf TRENDS AND DEVELOPMENTS FOR FAST NEUTRON REACTORS AND RELATED FUEL CYCLES ] // IAEA, 2013

{{Внешние ссылки}}
{{Ядерные реакторы России}}
{{Ядерная технология}}

[[Категория:Типы ядерных реакторов]]
[[Категория:Нейтронная физика]]
[[Категория:Изобретения СССР]]
[[Категория:Изобретения России]]