Реакторы на быстрых нейтронах экономически более выгодны, чем на медленных «тепловых» нейтронах. Почему?

Для ответа на этот вопрос нужно рассмотреть физические процессы, лежащие в основе работы ядерных реакторов, и отличия между реакторами на быстрых и медленных нейтронах.

1. Ядерное деление
   Ядерные реакторы работают на основе цепной реакции деления атомных ядер. При попадании нейтрона в ядро тяжёлого элемента, например, урана−235 или плутония−239, ядро становится нестабильным и распадается на два более лёгких ядра (так называемые продукты деления), одновременно испуская несколько новых нейтронов и выделяя большое количество энергии.

2. Зависимость от энергии нейтронов
   Вероятность деления ядра тяжёлого элемента зависит от энергии нейтрона, который сталкивается с ядром. Нейтроны, имеющие низкую энергию (так называемые тепловые нейтроны), обладают большей вероятностью вызвать деление ядер урана−235, чем быстрые нейтроны. Однако для других материалов, таких как плутоний−239 или уран−238, вероятность деления от быстрых нейтронов также достаточно велика.

3. Различия в топливе
   В тепловых реакторах чаще всего используют уран−235, который легко делится тепловыми нейтронами. Уран−235 содержится в природном уране в небольших количествах (около 0,7%), что требует процесса обогащения урана, чтобы увеличить его содержание.

В реакторах на быстрых нейтронах можно использовать другие виды топлива, например, уран−238, который составляет более 99% природного урана. Уран−238 не делится тепловыми нейтронами, но способен захватывать быстрые нейтроны и превращаться в плутоний−239, который уже хорошо делится. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах способны использовать более обильный и дешёвый ресурс — уран−238.

1. Бридерные свойства
   Реакторы на быстрых нейтронах часто называют «бридерами» (от слова "breed" — «разводить» или «плодить»), так как они способны производить больше делящегося материала (например, плутония−239) из неделящихся изотопов (например, урана−238), чем расходуют. Это значительно увеличивает коэффициент полезного использования ядерного топлива. В тепловых реакторах такого эффекта достичь сложнее.

2. Эффективность использования топлива
   В тепловых реакторах используется, как правило, только уран−235, что составляет небольшую часть природного урана. В быстрых реакторах используется также уран−238, который гораздо обильнее. Это означает, что быстрые реакторы позволяют намного эффективнее использовать запасы природного урана.

3. Экономическая выгода

4. Реакторы на быстрых нейтронах сокращают необходимость обогащения урана, что является дорогостоящим процессом.

5. Они способны использовать ядерные отходы (например, плутоний, образовавшийся в тепловых реакторах), превращая их в полезное топливо. Это решает проблему накопления радиоактивных отходов.

6. Возможность воспроизводства топлива (бридинг) позволяет снизить долгосрочные затраты на добычу и переработку урана.

7. Конструкторские особенности
   Реакторы на быстрых нейтронах не требуют замедлителей нейтронов (таких как вода или графит), которые используются в тепловых реакторах. Однако они предъявляют более высокие требования к теплоносителям (например, жидким металлам, таким как натрий), что может увеличивать сложность конструкции, но не отменяет экономической выгоды от более эффективного использования топлива.

Таким образом, экономическая выгода реакторов на быстрых нейтронах обусловлена их способностью использовать более дешёвое сырьё, эффективно перерабатывать ядерные отходы в топливо и значительно повышать коэффициент использования ядерного топлива.