Радиационная безопасность

торах на быстрых нейтронах. Использование
238
U (в том числе
и полученного из отработанных ТВЭЛов) и имеющихся запасов
239
Pu позволяет в десятки раз увеличить ресурсы ядерного топ-
лива, а следовательно, и перспективы использования ядерной
энергии.
В реакторах на быстрых нейтронах нет необходимости в
снижении энергии нейтронов до тепловых, поэтому в качестве
теплоносителя используют жидкий натрий, обладающий малым

---

77
сечением захвата нейтронов, что снижает потери нейтронов в
активной зоне. Помимо этого изъятие из технологии такого теп-
лоносителя, как вода, позволяет технологически исключить пе-
регретый пар высокого давления и возможность протекания хи-
мических реакций с образованием взрывоопасных смесей. По-
мимо натрия, можно использовать в качестве теплоносителя
свинец. Реактор на быстрых нейтронах БН-600 безаварийно ра-
ботает на Белоярской АЭС с 1980, а в 2015 г. на станции был
запущен четвертый блок с реактором БН-800.
6.2. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Функционирование энергетических ядерных реакторов не-
возможно без обеспечивающих его производств, которые входят
в ядерный топливно-энергетический комплекс, а технологически
связанная цепочка производств этого комплекса, включающая
получение топлива для ядерных реакторов, подготовку его к ис-
пользованию, «сжигание» топлива в реакторе, утилизацию отра-
ботанного топлива, промежуточное хранение и т.п. вместе взя-
тые составляют так называемый ядерный топливный цикл
(ЯТЦ), т.е. это цепочка производств, обеспечивающих ядерный
реактор АЭС топливом и определяющая его судьбу, после ис-
пользования в энергетическом реакторе. Поскольку реакторы
могут работать на разных видах топлива (уран, уран + плутоний
и др.), соответственно, различают и циклы (урановый, уран-
плутониевый и т.п.).
Наибольшее 
распространение 
получил 
топливно-
энергетический цикл урана, который может быть замкнутым