Главный конструктор реактора БН-800 Борис Васильев сказал, что технологии на быстрых реакторах (в связке с традиционными реакторами) позволяют примерно в 100 раз увеличить выработку энергии от каждой тонны урана, Риа Новости 11 декабря 2015 года. При использовании обычных атомных реакторов учёные считали, что запасов урана человечеству хватит на несколько сот лет, теперь получается, что запасов урана хватит на десятки тысяч лет.

Я хоть не специалист, но попытаюсь понятным языком объяснить максимально кратко. В обычных реакторах типа ВВР и РБМК нужно отработавшее топливо вывозить в специальные хранилища, а это не малые затраты и добывать новый уран из земли для производства нового топлива, а для реактора БН не нужно добывать уран так как он работает на топливе (после определенных операций на спецзаводе) из отработанного топлива реакторов ВВР и РБМК, а его как известно в мире оочень много накопилось, только в России около 20000 тыс. тонн. Таким образом не нужно больше расширять хранилища ОЯТ и думать куда его деть потом. И так можно заново потом его загружать после завода.

реакторы типа БН могут использовать переработанное топливо реакторов предыдущего типа. Согласно договорам отработанное топливо привозится в РФ из других стран где строил СССР и РФ и за это эти страны платят РФ считая это отходами. Это как мусор, люди платят за его вывоз, а при этом еще РФ делает топливо из него (будет делать для реакторов типа БН) и повторно использовать. Это позволит частично решить проблему хранение отходов. При этом снижается зависимость от уранового сырья.

Эти реакторы позволяют ввести в оборот уран 238, которого в природе более 90%, к тому же отработанное топливо с обычных реакторов является топливом для реакторов БН и наоборот, и так почти до полного сгорания топлива.

Этот реактор позволит нам из бросового урана-238 и тория-232 производить энергетические плутоний-239 и уран-233, которые он сам же и будет потреблять в качестве топлива.

Уран-238 и торий-232 — это так называемые природные, стабильные изотопы, которые не пригодны для производства ядерного оружия и электроэнергии. Концентрация нестабильных энергетических изотопов урана и тория в природе крайне мала, менее 1%, потому для их добычи приходится проводить крайне дорогостоящую и сложную сепарацию, а оставшийся после неё материал просто складировать в отвалы как бесполезный, к тому же радиоактивный, мусор. Но реакторы на быстрых нейтронах позволят сжигать всё без остатка, производя из природного урана-238 и тория-232 топливо для самого же себя, путём их превращения в нестабильные, подходящие для нужд энергетики изотопы плутония-239 и урана-233, к тому же, всё это хозяйство так же пригодно и для создания оружия не отрываясь от выработки электроэнергии.

Попробую объяснить так как сам понимаю.

1. В современных реакторах первоначально загружаемое топливо состоит из 6% активного Урана-235 и 94% безвредного Урана-238.

2. При распаде Урана-235 выделяется необходимая нам энергия с образованием множества изотопов, от которых мало пользы.

3. Самым плохим изотопом для ядерного реактора считается изотоп Ксенона. Он имеет очень большой радиус захвата нейтронов, т. е. он поглощает нейтроны и заглушает цепную ядерную реакцию. Этот процесс называется «отравлением» реактора и был одной из причин аварии на Чернобыльской АЭС.

4. Уран-238 в топливных сборках взаимодействует с нейтронами от делящегося Урана-235 с образованием Плутония-239. Отработавший топливный стержень в основном состоит из изотопов Плутония.

5. Со временем количество изотопов в топливе на основе Урана-235 и Урана-238 накапливается столько, что дальнейшая эксплуатация топливной сборки невозможна. При этом Урана-235 в топливе остаётся ещё достаточно много. По этому требуется вынуть стержень из реактора и очистить от примесей мешающих контролируемому радиоактивному распаду. Для этого при АЭС существуют специальные бассейны выдержки ТВЭЛ, где стержни остывают до температуры позволяющей провести транспортировку до специального химического завода и переработку загрязнённого топлива.

6. На специальном химическом заводе, которых в России три (Маяк около Челябинска, Сибирский химический комбинат около Томска и Железногорский горно-химический комбинат около Красноярска) происходит дорогостоящая очистка топлива от изотопов и производство нового топлива.

7. Основной изотоп выделяемый из «грязного» топлива это Плутоний, которого на планете накопилось огромное количество. Плутоний можно использовать для получения энергии в специальных реакторах на быстрых нейтронах или использовать в ядерном оружии. А вот остальные изотопы пользы приносят мало и самое лучшее для них сжечь их в том же самом реакторе на быстрых нейтронах с образованием менее опасных относительно короткоживущих (200-300) лет изотопов пригодных к захоронению.

8. Реактор БН-800 имеет срок эксплуатации 45 лет и способен сжигать как Плутоний так и «плохие» изотопы. Это его основная задача.

9. Обратите внимание, что для организации замкнутого топливного цикла на основе реакторов БН-800 требуются такие радиоактивные вещества как Уран-235, Уран-238, Плутоний-239. При этом Уран-235 и Уран-238 используются в обычных реакторах типа ВВЭР. А Плутоний-239 и часть Урана-238 в реакторе типа БН. При этом между реакторами ВВЭР и БН требуется переработка отработанного топлива на сложнейшем и дорогостоящем химическом предприятии. Недостатком такой схемы является её зависимость от Урана-235, запасов которого хватит где-то на 100 лет.

10. Большего экономического эффекта позволяют достичь реакторы ребридеры, которые способны производить из 1 кг Урана-238 1 и более кг Плутония-239. Такие реакторы тратят значительное количество энергии не на нагрев воды для получения электричества, а на ядерную реакцию превращения Урана в Плутоний вещества. Недостаток таких реакторов в их опасности с точки зрения не распространения ядерного оружия. Так как такие реакторы позволяют получать из безобидного урана 238 ядерное оружие.

11. Отсюда получается следующий вывод, для организации замкнутого топливного цикла не зависящего от редкого урана-235 требуется реактор ребридер и желательно пристанционный химический завод, позволяющий производить переработку отработанного топлива прямо на станции. Это и сократит издержки производства и обеспечит безопасность, в том плане, что Плутонию не придётся покидать пределов АЭС.

12. С реактором ребридером и пристанционным химическим заводом можно обеспечить получение ядерной энергии в течении 10 000 лет из имеющегося на планете Урана-238, который сейчас просто накапливается в отвалах возле обогатительных комбинатов. И тогда главным нерешённым вопросом остаётся вопрос безопасности. Представьте, реактор БН-800 имеет срок эксплуатации 45 лет. Планировавшийся к постройке БН-1200 (который должен был стать первым гражданским промышленным ребридером) — 60 лет. Что такое 60 лет? Это два поколения людей, а дальше? А дальше уже вашим внукам пришлось бы ломать голову о том как вывести БН из эксплуатации. По этому нужен сверхнадёжный реактор способный проработать столетие и больше.

13. Для решения вопроса сроков эксплуатации в России в рамках проекта Прорыв придумали реактор БРЕСТ, использующий в качестве теплоносителя вместо воды (как в ВВЭР) или натрия (как в БН) свинец. Свинец позволяет создать сверхнадёжный реактор ребридер с пристанционным химическим заводом, что и будет замкнутым топливным циклом.

Отсюда следует, что реакторы БН будут существовать для выжигания излишков накопившегося плутония и опасных радиоактивных отходов с попутной генерацией энергии, по этому когда излишки закончатся все такие реакторы остановят. А реакторы БРЕСТ будут использоваться для создания цикла генерации энергии без использования редкого Урана-235.