присоединюсь к вопросу.

реактор на быстрых нейтронах, БЦ-800

использует в качестве топлива Уран 235

Брест будет решать вопросы по использованию Урана 238

Первый значительно более редкий элемент чем второй.

Брест вообще-то только опытная установка для получения ответов на кучу вопросов с бомбардировкой урана 238 быстрыми нейтронами.

Все что написано ниже у других по поводу теплоносителей это только сопутствующие проблемы. Главная задача освободиться от сжигания редкого Урана 235.

Добавил)

Ну и уйти о коэффициентов воспроизводства от 0,98-1,4 для существующих реакторов в то о чем лет 20 говорит Игорь Остряков к коэффициентам 50-70 на Уране 238 и тории

суть проекта в том что можно будет как топливо использовать обедненный уран 238 которого у на сотни тысячь тонн, в том же пендостане его так же сотни тысячь тонн. это отходы производства урана 235 — топливо для АЭС и заряды для ЯО .

Этого урана хоть попой жуй его девать некуда — его пихают куда не попадя — в частности мы и пендосы его применяют в снарядах, в сердечниках патронов и снарядов, в броне танков и т. п. — то есть он настолько дешев и никому не нужен что годиться только для этого. При этом он значительно менее радиоактивный .

Если по прстому то из бесполезного урана 238 что сейчас есть отходами производства топлива для АЭС по всему миру при реакции в реакторе типа БРЕСТ мы получаем Плутоний 239 — котрый есть уже способен поддерживать ципную реакцию. В народе оружейный плутоний — который сейчас повсеместно применяется в микс топливе для АЭС. Примерно 40% всего используемого в миру ядреного топлива сейчас производится из ЯО снятого с дежурства .

БН800 работает на MOX-топливе это смесь различных изотопов в том числе и плутоний 239 и необогащенный уран 238. Вроде как MOX-топливо горит и в обычных реакторах, хотя максимально эффективно оно сгорает именно в реакторах типа БН800 .

Реактор типа БРЕСТ я так понимаю и будет нарабатыывать плутоний для производства MOX-топлива как из необогащенного урана 238, так и из отходов обычных энергетических АЭС — и того и другого у нас скопились горы .

Есть MOX-топиво и реактор где его сжигать это БН800, осталось только построить реактор БРЕСТ который будет нарабатывать сырье плутоний 239 для производства MOX-топлива и тогда весь цыкл замкнется.

Проект Прорыв. В общем виде — это план развития российской ядерной отрасли на несколько десятков лет. Цель проект — сделать атомную энергетику более экологичной, экономичной и безопасной и надежной, чем ВСЕ ОСТАЛЬНЫЕ способы получения энергии. Надо признать, цель — эпическая.

Самая популярная часть проекта — это создание замкнутого топливного цикла (ЗЯТЦ). На текущий момент, уран добывается из месторождений (природный уран содержит всего 0,72% U235), обогащается (до 2-5% U235 для большинства энергетических реакторов, до 20% для исследовательских и транспортных реакторов, больше 20% - для военных), сжигается в реакторах и выбрасывается в условные отвалы (содержание U-235 = 0,1-0,3%).

Проблема 1: запасы дешёвых залежей природного урана заканчиваются. Теоретически, уран можно добывать даже из морской воды, но его стоимость возрастёт в десятки раз — и пропорционально возрастёт стоимость произведённой из него электроэнергии.

Проблема 2: отработанное ядерное топливо (ОЯТ) пусть и слабо, но радиоактивно. И хранить его надо в особых условиях. А наработано его на текущий момент много…

Суть ЗЯТЦ — использование ОЯТ в качестве топлива. Этим решаются обе главные проблемы текущего топливного цикла.

Для осуществления ЗЯТЦ необходимо использование специальных реакторов-размножителей (они же — бридеры; они же — реакторы на быстрых нейтронах), которые пережигают ОЯТ в в топливо для обычных энергетических реакторов (ну и вырабатывают электроэнергию, за компанию; одна из стратегий ЗЯТЦ вообще предлагала заменить все реакторы на бридеры).

Возвращаясь к проекту Прорыв. Он предполагает исследование и строительство быстрых реакторов 3 типов, с разным теплоносителем: натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым.

— БН. Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. Самое отработанное направление. Реакторы такого типа строили в СССР, США, Франции, Великобритании, Германии, Индии и Японии. На текущий момент работают 2 российских БН-600 и БН-800, а строятся индийский PFBR (его уже лет 10 пытаются запустить — безуспешно) и китайский CFR-600 (на основе БН-600).

— СВБР. Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем. В Европе вовсю разрабатывается проект MYRRHA (это вообще интересный проект, в каком-то смысле аналог Прорыва), в Китае — серия реакторов CLEAR (несколько моделей, начиная от 10 МВт). В России же такие реакторы используются на подводных лодках. А вот энергетический СВБР-100 не пошёл.    

— (герой этой новости) БРЕСТ-ОД-300. Беспрецедентная безопасность — в самом плохом случае просто застынет в свинцовую чушку. Пристанционный комплекс переработки — не надо перевозить радиоактивные материалы за пределы станции (ну, почти). Плотное нитридное топливо… Всё хорошо, но есть одна проблема — крайне малый объём исследований такого типа реакторов.