В семидесятых годах в ряде стран были разработаны и начали осуществляться серьезные программы использования реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Очень важным преимуществом их перед реакторами на тепловых нейтронах — весьма высокий коэффициент использования природного урана и возможность эффективного использования накопившегося громадного количества обедненного урана. Для реакторов на быстрых нейтронах наиболее эффективным является смешанное уран-плутониевое топливо. Замечательной особенностью быстрых реакторов является то, что в них не только сжигается, но и нарабатывается плутоний, причем в значительно большем количестве. Для реализации программы строительства быстрых реакторов было начато промышленное освоение технологии переработки облученных твэлов с целью извлечения из них и накопления плутония. Тем временем во всем мире продолжали успешно осваивать легководные реакторы, а развитие и промышленное использование быстрых реакторов по разным причинам резко затормозилось. На складах многих стран стали накапливаться довольно большие количества плутония, хотя большая часть наработанного плутония находится пока в отработавших ТВС. К 2000 году количество наработанного плутония составило многие сотни тонн.
Плутоний
Необходимо было решить важный вопрос — как использовать плутоний, количество которого все увеличивается. Хранить его до лучших времен, когда будут построены новые крупные реакторы на быстрых нейтронах, оказывается, очень дорого. Есть еще ряд обстоятельств, указывающих на отрицательные последствия хранения плутония. Дело в том, что плутоний, нарабатываемый в тепловых реакторах (а пока он преимущественно нарабатывается именно в таких реакторах), имеет очень широкий диапазон по изотопному составу. В частности, содержание 241Pu достигает 12-14 %, а период полураспада его составляет всего 14 лет. При его распаде образуется 241Am, который обладает y-излучением. При большом накоплении 241Am обращение с таким плутонием будет крайне затруднено, поэтому потребуется повторное проведение дорогой операции — переочистки плутония.
Если исходить из того, что заводы-изготовители смешанного топлива могут без дополнительных затрат использовать плутоний, содержащий не более 1 % Am, то время хранения извлеченного из облученных твэлов плутония до его переработки не должно превышать двух-четырех лет. Кроме того, из пяти основных изотопов плутония (с массовыми числами 238, 239, 240, 241 и 242) только два делятся под действием тепловых нейтронов: 239Pu и 241Pu длительное хранение плутония, сопровождающееся заметным распадом 241Pu, означает фактически соответствующую потерю энергетического плутония. Так, при хранении в течении 10 лет потери делящегося плутония оцениваются в 9 %, а 20 лет — 14 %. Если потребуется очистка, к этим цифрам необходимо добавить еще 1-2 %. Наконец, образующийся 241Am является большим источником тепла, уступающим лишь 238Pu. Это вносит дополнительные затруднения при хранении такого плутония.
Вот те причины, которые побудили исследователей приступить к изучению возможности использования плутония в качестве топлива для реакторов на тепловых нейтронах. Дополнительным стимулом для этих исследований была надежда на возможность существенной экономии природного урана. Расчеты, однако, показывают, что эта экономия не так значительна и составит около 10 %.