Впервые идея «саморегулирующегося реактора», названная на западе концепцией «breed-and-burn», а в среде советских специалистов «реакторами-самоедами», была предложена в 1958 году сотрудниками Курчатовского институтаС. М. Фейнбергом и Е. П. Кунегиным[1]. В дальнейшем такие реакторы исследовали Майкл Дрисколл (1979)[2], Л. П. Феоктистов, который «реанимировал» идею саморегулирующегося реактора в качестве концепции «бегущей волны» (1988)[3][4], Теллер, Исикава и Вуд (1995)[5], Хьюго ван Дам (2000)[6], Хироси Сэкимото (2001), обосновавший идею расчётами и многократно докладывавший о ней на международных семинарах и конференциях[7][8].
Документация и презентационные материалы компании TerraPower[12][13][14] описывают реактор на бегущей волне как реактор бассейнового типа, с охлаждением жидким натрием. В качестве ядерного топлива используется, в основном, обеднённыйуран, однако требуется небольшое количество обогащённого урана для начала цепной реакции. Некоторые быстрые нейтроны, производимые обогащённым топливом, поглощаются прилегающим слоем обеднённого урана, который превращается в плутоний в результате реакции:
Первоначально активная зона заполнена обеднённым ураном. Небольшое количество обогащённого топлива помещается с одной стороны зоны. В процессе работы активная зона реактора делится на 4 части, содержащих:
отработанное топливо;
обогащённое топливо, в которой происходит образование нейтронов;
обогащающееся топливо, в которой происходит поглощение нейтронов;
ещё не вступавший в реакцию материал;
Зона реакции перемещается внутри активной зоны с течением времени. Тепловыделение от ядерной реакции преобразуется в электрическую энергию с помощью паровых турбин.
Ядерное топливо
В отличие от реакторов на лёгкой воде, к которым относятся все водяные реакторы, эксплуатируемые в России, и двух промышленных реакторов на быстрых нейтронах, расположенных на Белоярской АЭС, реактор на бегущей волне может быть загружен обеднённым ураном для непрерывной работы в течение 60 лет[13]. Реакторы на бегущей волне более экономичны, для них не требуются специальные процедуры обогащения ядерного топлива.
Обеднённый уран является достаточно доступным сырьём. Так, в США имеется более 700 000 метрических тонн обеднённого урана, который является побочным продуктом в процессе обогащения.
Теоретически в качестве топлива может использоваться отработанное топливо как обычных водяных реакторов, так и других реакторов на бегущей волне.
↑S.M.Feinberg. Discussion Content (англ.) // Record of Proceedings Session B-10, Int. Conf. on the Peaceful Uses for Atomic Energy. — Geneva, Switzerland: United Nations, 1958. — Vol. 9, no. 2. — P. 447.
↑M.J. Driscoll, B. Atefi, D. D. Lanning, «An Evaluation of the Breed/Burn Fast Reactor Concept», MITNE-229 (Dec. 1979).
↑Л. П. Феоктистов, Анализ одной концепции физически безопасного реактора, препринт ИАЭ-4605/4, Москва — ЦНИИатоминформ, 1988
↑E. Teller, M. Ishikawa, and L. Wood, «Completely Automated Nuclear Power Reactors for Long-Term Operation», Proc. Of the Frontiers in Physics Symposium, American Physical Society and the American Association of Physics Teachers Texas Meeting, Lubbock, Texas, United States (1995).
↑H. van Dam, «The Self-stabilizing Criticality Wave Reactor», Proc. Of the Tenth International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES 2000), p. 188, NRG, Petten, Netherlands (2000)
↑H. Sekimoto, K. Ryu, and Y. Yoshimura, «CANDLE: The New Burnup Strategy», Nuclear Science and Engineering, 139, 1-12 (2001)
↑K. Weaver, C. Ahlfeld, J. Gilleland, C. Whitmer and G. Zimmerman, «Extending the Nuclear Fuel Cycle with Traveling-Wave Reactors», Paper 9294, Proceedings of Global 2009, Paris, France, September 6-11, (2009)