
Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это — 83.5% по данным на 2008 год).
Остается — ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).
Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно — вопрос безопасности — под катом.
О нейтронах и уране
Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона — делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 — растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название — тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами — в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.
Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать — должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема — нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…
Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 — были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло, и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.
Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции — делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах — нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы — и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях — остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 — чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.
Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?
Замкнутый топливный цикл
Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов — стать плутонием-239:
Из отработанного топлива — плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива — может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).
Для природного тория — аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления — становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах — но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония — меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает — нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).
Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами — меньше, чем тепловыми — приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива — ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.
По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым — в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами — что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.
О теплоносителе
Как мы выяснили выше — воду в быстром реакторе использовать нельзя — она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости — мощные реакторы охладить таким образом сложно.
Жидкие металлы: Натрий, калий — широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов — низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 — работает именно на натриевом теплоносителе.
Свинец, висмут — используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР. Из очевидных минусов — если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута — разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных — можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.
Ртуть — с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора — так что больше ртутные реакторы не строили.
Экзотика:Отдельная категория — реакторы на расплавленных солях — LFTR — работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.
Действующие реакторы и интересные проекты
Российский БОР-60 — опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.
Российские БН-600, БН-800: Как уже упоминалось выше, БН-600 — единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.
В 2014-м году — планируется к запуску более мощный БН-800. На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200, но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.
Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы — есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).
Японский Monju reactor — самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году — произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

О безопасности ядерной энергетики
Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику — и это-то после Фукусимы?Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества — тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС — погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.
Количество же аварий на АЭС — не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента — причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии — были доработаны все блоки, а после Фукусимы — у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы — у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).
Проблему с отработанным топливом — напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.
Заключение
Быстрые реакторы — обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных — топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно — оно уже добыто, и лежит на складах и отвалах. Технические проблемы — хоть и остаются, но выглядят решаемыми, а не эпическими — как в случае термоядерных реакторов.Топливо в «замкнутом топливном цикле» появляется не из воздуха, а из бесполезного до этого урана-238 и тория после облучения в быстром реакторе, и дальнейшей химической переработки чтобы из отработанного топлива выделить полезные плутоний-239 и уран-233. Быстрые реакторы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах — дают в 1.5 раза больше нейтронов на 1 деление, и их хватает и на цепную реакцию, и на наработку нового топлива.
С экономической точки зрения — при массовом строительстве быстрые реакторы хоть и дороже обычных тепловых ядерных реакторов, но не на порядки. Массового строительства быстрых реакторов похоже просто не начинают раньше времени, т.к. урана-235 и обычного топлива большинству стран пока хватает в ближайшей перспективе (15-30 лет), и есть время отработать технологию.
Так что когда окончательно закончится дешевая нефть и уран-235 — нашим внукам не придется сидеть без света, будет на чем колонизировать марс, и неспешно допиливать термоядерный синтез следующие 10'000 лет.