Отечественные разработки в области термоядерного синтеза

Развитие термоядерной энергетики в России имеет глубокие исторические и научные корни, начиная с середины XX века. Советский Союз стал одним из пионеров в области управляемого термоядерного синтеза, предложив в 1950-х годах концепцию токамака — тороидальной камеры с магнитными катушками. Эта идея, предложенная академиками Игорем Таммом и Андреем Сахаровым, стала основой для большинства последующих термоядерных установок во всем мире.

Ключевой отечественной установкой является токамак Т-10 (Институт Курчатова, Москва), введённый в эксплуатацию в 1975 году. Он стал одним из первых в мире экспериментов, позволивших проводить исследования по нагреву плазмы методом электрон-циклотронного и ионно-циклотронного резонансного нагрева. Его разработки послужили основой для создания более мощных установок.

Токамак Т-15 — первый советский токамак с супрапроводящими магнитами. Построенный в конце 1980-х годов, он стал важной экспериментальной площадкой для изучения устойчивости плазмы и отработки технологий длительного удержания высокотемпературной плазмы. В 2021 году после модернизации запущен Т-15МД — крупнейшая на тот момент термоядерная установка в России. Она предусматривает использование гибридного режима нагрева плазмы, объединяющего инжекцию нейтральных частиц и радиочастотный нагрев, а также проводит исследования взаимодействия плазмы с материалами стен камеры.

Институт прикладной физики РАН (Нижний Новгород) занимается развитием альтернативной концепции — открытых ловушек. В частности, установка ГДЛ (газоразрядная ловушка) и многозеркальная установка ГДЛ-2 являются экспериментальными платформами для исследований линейных систем удержания плазмы. В 2019 году завершён модернизированный проект ГДЛ-2М, в рамках которого изучаются механизмы антипереноса энергии и неустойчивости в открытых системах.

Научно-исследовательский центр Курчатовский институт активно участвует в международном проекте ITER (Франция), предоставляя технические решения, опыт в проектировании магнитных систем, диагностики и систем управления. Российская сторона поставляет ключевые компоненты, включая части верхнего и нижнего порта вакуумной камеры, а также высокоточные токопроводы для питания магнитных катушек.

Также в России развиваются направления лазерного термоядерного синтеза. В частности, Федеральный ядерный центр (РФЯЦ-ВНИИЭФ) в Сарове ведёт работы по инерциальному удержанию плазмы, разрабатывая системы лазерного облучения мишеней и высокоэнергетические лазерные комплексы.

Отечественные разработки в области термоядерного синтеза направлены не только на фундаментальные исследования, но и на создание научно-технической базы для будущих энергетических установок. Перспективным считается проект DEMO-TIN — концепция российской демонстрационной термоядерной электростанции, создаваемая на базе опыта Т-15МД и участия в ITER. Согласно планам, DEMO-TIN должен стать следующим этапом после ITER и обеспечивать выработку электроэнергии с длительным устойчивым горением плазмы.

Критичность ядерного реактора и методы её поддержания

Критичность ядерного реактора — это состояние, при котором реактор поддерживает устойчивую цепную ядерную реакцию с постоянным уровнем нейтронного потока и мощности. Технически критичность достигается, когда коэффициент размножения нейтронов (k_eff) равен единице (k_eff = 1). При этом каждый делящийся атом приводит в среднем к одному следующему делению, обеспечивая стационарный режим работы.

Если k_eff < 1, реактор находится в подкритическом состоянии, цепная реакция затухает, и мощность снижается. Если k_eff > 1, реактор в надкритическом состоянии, мощность растёт, что может привести к неуправляемому росту реактивности и перегреву.

Поддержание критичности достигается контролем реактивности — способности системы увеличивать или уменьшать скорость цепной реакции. Основные факторы управления реактивностью:

1. Регулирующие стержни — содержат поглощающие нейтроны материалы (бор, кадмий), которые при вводе в активную зону снижают количество нейтронов, уменьшая реактивность. Вывод стержней увеличивает реактивность.

2. Система охлаждения и замедлители — изменение температуры теплоносителя и замедлителя влияет на эффективность замедления нейтронов и, соответственно, на вероятность деления. Температурный коэффициент реактивности обеспечивает саморегуляцию мощности.

3. Химический регулятор — в некоторых реакторах раствор борной кислоты используется для тонкой настройки реактивности за счёт изменения концентрации бор-10, который поглощает нейтроны.

4. Геометрические параметры и состав топлива — в процессе выгорания топлива и накопления продуктов деления изменяется реактивность, что компенсируется регулированием стержнями и химическим контролем.

Контроль критичности осуществляется системами автоматического и ручного управления, обеспечивая безопасность и стабильность работы реактора в заданном режиме. Мониторинг осуществляется нейтронными детекторами, которые позволяют своевременно корректировать положение регулировочных элементов.

Принципы и задачи ядерного регулирования и контроля

Ядерное регулирование и контроль представляют собой систему организационно-правовых и технических мероприятий, направленных на обеспечение безопасности при использовании атомной энергии, защиту жизни и здоровья населения, охрану окружающей среды и соблюдение международных обязательств в сфере нераспространения ядерного оружия.

Принципы ядерного регулирования и контроля:

1. Принцип приоритета безопасности: Безопасность человека, общества и окружающей среды имеет безусловный приоритет над экономическими и иными интересами при использовании атомной энергии.

2. Принцип ответственности эксплуатирующей организации: Полная ответственность за ядерную и радиационную безопасность несёт организация, эксплуатирующая ядерные установки или радиационно опасные объекты. Регулирующий орган не освобождает её от этой ответственности.

3. Принцип независимости регулирующего органа: Орган государственного регулирования должен быть структурно, функционально и финансово независим от организаций, эксплуатирующих объекты использования атомной энергии.

4. Принцип прозрачности: Деятельность регулирующих органов должна быть открытой и доступной для общественности, с обеспечением должного уровня информирования о состоянии ядерной и радиационной безопасности.

5. Принцип научной обоснованности: Все решения в области регулирования должны основываться на современных научных знаниях, международной практике и рекомендациях специализированных организаций, таких как МАГАТЭ.

6. Принцип соблюдения международных обязательств: Государственная система ядерного регулирования должна соответствовать международным договорам и соглашениям, включая требования режима нераспространения ядерного оружия.

Задачи ядерного регулирования и контроля:

1. Лицензирование деятельности: Выдача разрешений (лицензий) на строительство, эксплуатацию, вывод из эксплуатации ядерных установок, обращение с ядерными материалами и радиоактивными веществами.

2. Нормативное регулирование: Разработка и утверждение нормативных правовых актов, устанавливающих требования ядерной и радиационной безопасности, включая правила, нормы и стандарты.

3. Государственный надзор: Проведение инспекций, проверок и контроля за соблюдением требований безопасности на объектах использования атомной энергии. Принятие мер воздействия в случае нарушений.

4. Оценка безопасности: Анализ проектов ядерных установок, оценка рисков и уровня безопасности, проведение государственной экспертизы проектной документации.

5. Контроль за обращением с ядерными материалами: Обеспечение учета, контроля и физической защиты ядерных материалов и радиоактивных веществ, предотвращение их незаконного оборота.

6. Осуществление мер по аварийному реагированию: Контроль готовности к аварийным ситуациям, участие в разработке планов действий при радиационных авариях, организация мониторинга радиационной обстановки.

7. Международное сотрудничество: Взаимодействие с международными организациями, участие в оценочных миссиях, выполнение обязательств по международным соглашениям и обмен информацией.

8. Информирование общественности: Обеспечение доступа граждан и организаций к информации о состоянии ядерной и радиационной безопасности, а также о деятельности регулирующих органов.

Эксплуатация атомных станций в экстремальных климатических условиях

Эксплуатация атомных станций в экстремальных климатических условиях требует учета множества факторов, связанных с повышенными требованиями к надежности и безопасности оборудования, а также к адаптации технологий для обеспечения бесперебойной работы и минимизации рисков.

1. Температурные колебания и их влияние на оборудование
   В условиях резких температурных колебаний, характерных для многих экстремальных климатических зон, важно учитывать тепловые расширения и сужения материалов, которые могут повлиять на механическую устойчивость конструкций и трубопроводных систем. Специальные материалы, обладающие высокой стойкостью к экстремальным температурам, используются для критичных компонентов, таких как теплообменники, котлы и корпуса реакторов. Для поддержания оптимальных температурных режимов в таких условиях разрабатываются системы обогрева и утепления, которые предотвращают замерзание воды в трубопроводах и конденсаторах.

2. Защита от воздействия окружающей среды
   В районах с высокой влажностью, сильными дождями, снежными бурями или ветровыми нагрузками, конструкции атомных станций должны быть защищены от коррозии и повреждений. Для этого используются специализированные антикоррозийные покрытия, системы защиты от обледенения и усиленные фасады зданий. Структуры, находящиеся на открытом воздухе, например, трансформаторные подстанции, могут быть оснащены защитными козырьками или экранами от воздействия осадков и ультрафиолетового излучения.

3. Перепады давления и воздействие природных катаклизмов
   В зонах с повышенной сейсмичностью, где могут возникать землетрясения, атомные станции оснащаются системами сейсмостойкости, включающими усиленные фундаменты и конструкции, рассчитанные на поглощение вибрационных нагрузок. В северных районах, где возможны сильные метели и снежные бури, станции проектируются с учетом того, что наружные коммуникации могут быть заблокированы или повреждены. Для таких случаев разрабатываются системы автономного энергоснабжения и связи, которые позволяют поддерживать работу в условиях изоляции.

4. Адаптация к климатическим изменениям
   В последние десятилетия изменяющиеся климатические условия, такие как повышение температуры, засухи или, наоборот, наводнения, требуют дополнительного внимания к вопросам охлаждения реакторов. В условиях повышенных температур воды в водоемах, используемых для теплоотведения, необходимо устанавливать дополнительные системы охлаждения или использовать альтернативные источники охлаждающей воды, такие как системы с воздушным охлаждением. В районах, подверженных наводнениям, станции проектируются с учетом необходимости создания защитных дамб и систем откачки воды.

5. Энергетическая безопасность и бесперебойная работа
   В экстремальных климатических условиях важным аспектом является обеспечение устойчивости энергетических систем. Для этого на атомных станциях устанавливаются резервные источники энергии, а также разработаны дополнительные системы мониторинга и автоматического управления для быстрого реагирования на изменения в окружающей среде и технические неисправности. Такие системы также позволяют значительно снизить риск аварий и минимизировать последствия в случае возникновения чрезвычайных ситуаций.

6. Персонал и организация работы
   Эксплуатация атомных станций в экстремальных климатических условиях требует особого внимания к организации труда персонала. В условиях крайне низких или высоких температур создаются специальные режимы работы, обеспечивающие безопасность сотрудников, а также предполагающие наличие защищенных рабочих помещений, оснащенных отоплением и вентиляцией. Обучение персонала включает в себя навыки работы в специфических климатических условиях, а также тренировку на действия в чрезвычайных ситуациях.

7. Мониторинг и диагностика состояния оборудования
   Для обеспечения долговечности и надежности работы оборудования в экстремальных климатических условиях внедряются системы дистанционного мониторинга, которые позволяют отслеживать технические параметры в реальном времени. Это включает в себя температурные режимы, уровни давления и вибрации, а также диагностику возможных повреждений от воздействия окружающей среды.

Роль научных исследований в развитии ядерной энергетики

Научные исследования играют ключевую роль в развитии ядерной энергетики, обеспечивая прогресс в области технологий, безопасности, экологичности и экономической эффективности ядерных реакторов. Применение научных методов позволяет оптимизировать процессы ядерного синтеза и деления, а также разрабатывать новые материалы и компоненты для реакторов, что существенно улучшает их характеристики и продлевает срок службы.

Одной из важнейших областей исследований является создание новых типов реакторов, таких как быстрые нейтронные реакторы и реакторы на твердых топливах, которые обеспечивают более эффективное использование ядерного топлива и минимизацию радиоактивных отходов. Современные научные разработки в области термоядерного синтеза, такие как проекты ITER и DEMO, направлены на создание устойчивых условий для синтеза легких элементов, что может привести к бесконечным и безопасным источникам энергии в будущем.

Кроме того, научные исследования необходимы для совершенствования технологий по переработке и утилизации отработавшего ядерного топлива. Применение новых методов переработки позволяет снизить количество долгоживущих радиоактивных изотопов и уменьшить объемы хранения ядерных отходов.

В области ядерной безопасности научные разработки играют особую роль в создании методов контроля и мониторинга работы ядерных объектов. Совершенствование теоретических моделей ядерных реакторов позволяет минимизировать риски ядерных инцидентов, а также разрабатывать эффективные системы защиты от возможных аварий и радиационных утечек.

Не менее важным аспектом является исследование воздействия ядерной энергетики на окружающую среду. Научные работы в области экологии помогают найти способы снижения негативного влияния ядерных установок, например, через разработку методов безопасного обращения с радиационными отходами и эффективное использование природных ресурсов.

Таким образом, научные исследования в ядерной энергетике не только способствуют повышению технического уровня реакторов и расширению их функциональных возможностей, но и играют важнейшую роль в обеспечении безопасности, экономической эффективности и экологической устойчивости ядерной энергетики.

Конструктивные особенности и принцип работы водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — это тип ядерного реактора, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода. ВВЭР применяется в атомных электростанциях для выработки электроэнергии и тепла. Основными конструктивными элементами ВВЭР являются активная зона, парогенераторы, система теплообмена, и контуры охлаждения.

Активная зона ВВЭР состоит из топлива, чаще всего это урановые или МОКС-стержни, которые находятся в корпусе реактора. Топливо размещается в виде вертикальных сборок, каждая из которых содержит несколько стержней, окружающих активную зону, где происходят ядерные реакции. В процессе деления ядер атомов урана выделяется тепло, которое затем передается в теплоноситель.

Теплоносителем служит вода, которая находится под высоким давлением (до 160 атм), что предотвращает её кипение при температурах порядка 320–330°C. Вода циркулирует через активную зону, забирая тепло, и затем поступает в систему парогенераторов.

Парогенераторы представляют собой устройства, в которых горячая вода из первого контура реактора нагревает воду второго контура, превращая её в пар. Таким образом, вода первого контура не смешивается с рабочей жидкостью второго контура, что предотвращает загрязнение и позволяет избежать контакта радиоактивных веществ с внешней системой.

Пар из второго контура направляется в турбину, где его энергия преобразуется в механическую, которая затем используется для выработки электроэнергии в генераторе. После прохождения через турбину пар конденсируется в конденсаторе и возвращается в парогенератор, где снова превращается в пар.

Система охлаждения реактора включает несколько контуров: первый контур, содержащий воду под высоким давлением и проходящий через активную зону, второй контур, где происходит теплообмен, и третий контур, который используется для охлаждения конденсаторов.

Система управления реактором включает в себя оборудование для регулировки мощности, мониторинга состояния реактора и защиты от аварий. Одним из ключевых элементов защиты является система аварийного охлаждения, которая может быть активирована при снижении нормального теплоотведения.

Важной характеристикой ВВЭР является его способность к устойчивому функционированию при различных режимах работы, включая низкую мощность и аварийные ситуации. Для этого разработаны системы контроля, регулирования и защиты, обеспечивающие безопасность в эксплуатации.

Методы транспортировки и хранения отработанного ядерного топлива

Транспортировка и хранение отработанного ядерного топлива (ОЯТ) являются важными аспектами в управлении ядерными отходами, включающими комплекс процедур и технологий, направленных на минимизацию экологических рисков и обеспечение безопасности. Эти процессы должны учитывать радиоактивность, теплоотдачу и потенциальные угрозы для окружающей среды и здоровья человека.

Транспортировка отработанного ядерного топлива

Транспортировка ОЯТ должна проводиться с соблюдением строгих международных стандартов безопасности. В большинстве случаев ОЯТ перевозится в специальных контейнерах, обеспечивающих герметичность и защиту от внешних воздействий. Контейнеры для транспортировки разрабатываются с учетом следующих требований:

• Сопротивление механическим повреждениям, включая аварийные ситуации.

• Обеспечение надежной защиты от радиационного излучения.

• Наличие системы охлаждения для предотвращения перегрева ОЯТ.

• Устойчивость к коррозии и другим химическим воздействиям.

Наибольшее внимание уделяется безопасности транспортировки, так как ОЯТ представляет собой источник радиации и тепла. Для транспортировки используются специализированные автотранспортные средства, железнодорожные вагоны, а также морские суда. Важным аспектом является выбор маршрута, который должен исключать возможные риски для населения и экосистемы в случае аварии.

В процессе транспортировки ОЯТ может быть направлено в два типа хранилищ:

1. Хранилища промежуточного хранения (специально созданные площадки на территории АЭС), где топливо может оставаться на срок от нескольких лет до десятилетий.

2. Международные транспортно-перегрузочные терминалы, где топливо может быть перенаправлено для дальнейшего перераспределения или переработки.

Хранение отработанного ядерного топлива

Основной задачей хранения ОЯТ является обеспечение безопасного и долгосрочного изоляционного процесса, который предотвращает выброс радиации в окружающую среду. Существует несколько методов хранения, которые можно классифицировать в зависимости от времени хранения и состояния топлива.

1. Промежуточное хранилище — используется в случаях, когда не предусмотрено немедленное перераспределение топлива. ОЯТ обычно помещается в бассейны выдержки, которые представляют собой большие резервуары с водой. Вода служит не только средой для охлаждения, но и экранирует радиацию, что снижает уровень излучения. Промежуточное хранение в бассейне часто используется в первые 5-10 лет после вывода топлива из реактора, так как в это время ОЯТ сохраняет высокую теплоотдачу и радиоактивность.

2. Сухое хранение — этот метод используется после того, как топливо достаточно остыло и его можно безопасно изолировать от окружающей среды. Для хранения ОЯТ в сухом виде используются железобетонные или стальные контейнеры, оснащенные системами охлаждения. Эти контейнеры могут быть размещены на специально подготовленных площадках, что исключает прямой контакт с почвой и атмосферой. Сухое хранение может быть как временным, так и долгосрочным решением.

3. Глубокое геологическое хранение — наиболее долговечный метод хранения ОЯТ. Предполагается помещение отходов в специальные геологические формации на глубине более 500 метров. Такие хранилища проектируются с целью изоляции радиоактивных материалов на тысячи лет. Использование глубоких геологических слоев позволяет минимизировать возможность утечек радиации и предотвращает доступ людей и природных факторов.

Кроме того, на стадии проектирования хранения ОЯТ учитываются экологические и экономические аспекты. Важную роль играет мониторинг состояния хранилища, включая системы контроля за уровнем радиации, температурой и влажностью, а также наличие аварийных систем.

Методы переработки ОЯТ, такие как отделение ценных изотопов, могут быть включены в систему управления отходами, однако они требуют дополнительных шагов по транспортировке и переработке, что увеличивает сложность и стоимость процесса.

Способы измерения радиоактивного излучения на атомных электростанциях

Для контроля и обеспечения безопасности на атомных электростанциях (АЭС) применяются различные методы и приборы для измерения радиоактивного излучения, учитывающие тип излучения, уровень активности и специфику контроля.

1. Ионизационные камеры
   Используются для измерения гамма- и бета-излучения в широком диапазоне интенсивностей. Принцип основан на ионизации газа внутри камеры под воздействием радиации, что вызывает электрический сигнал пропорциональный интенсивности излучения. Применяются для мониторинга дозы и контроля окружающей среды на АЭС.

2. Счетчики Гейгера–Мюллера (ГМ-счетчики)
   Широко используются для обнаружения и измерения бета- и гамма-излучения, а также альфа-частиц при специальных модификациях. Обладают высокой чувствительностью и быстрым откликом, но не обеспечивают точной дозиметрии при высоких уровнях излучения.

3. Сцинтилляционные детекторы
   Работают на принципе преобразования энергии ионизирующего излучения в световые импульсы, которые регистрируются фотодетекторами. Используются для спектрометрии гамма-излучения, что позволяет идентифицировать радионуклиды и определять их активность с высокой точностью. Применяются как в лабораторных условиях, так и в системах постоянного мониторинга.

4. Полупроводниковые детекторы
   Детектируют ионизирующее излучение через создание электронно-дырочных пар в полупроводниковом материале (например, кремнии или германии). Обеспечивают высокую энергоразрешающую способность, что важно для анализа состава радионуклидов. Используются в специализированных системах дозиметрии и радиоспектрометрии.

5. Персональные дозиметры
   Индивидуальные устройства для контроля доз облучения персонала. Могут быть электронными (на основе полупроводников) или пассивными (например, термолюминесцентные дозиметры, ТЛД). Позволяют фиксировать накопленную дозу и обеспечивают безопасность работников.

6. Аэрозольные и водные пробоотборники с последующим радиохимическим анализом
   Для контроля загрязнения окружающей среды и технологических сред на АЭС отбираются пробы воздуха, воды и других сред. Радиоактивность определяется с помощью сцинтилляционных, газо-ионных или полупроводниковых детекторов после предварительного концентрирования и химического разделения.

7. Системы стационарного мониторинга
   Автоматизированные системы, интегрированные в инженерную инфраструктуру АЭС, обеспечивают непрерывный контроль уровня радиоактивного излучения в помещениях, на территории и в сбросных потоках. Включают в себя комплекс из различных детекторов (ионных камер, сцинтилляторов, ГМ-счетчиков) с передачей данных в центральные пункты управления.

8. Дозиметрия нейтронного излучения
   На АЭС важен контроль нейтронного излучения, которое не регистрируется большинством гамма-детекторов. Для этого применяют сцинтилляционные и газо-ионные детекторы с наполнителями, чувствительными к нейтронам, а также специализированные дозиметры, основанные на реакциях нейтронов с определёнными материалами (например, BF3-счетчики).

Важной особенностью измерений на АЭС является необходимость обеспечения точности, надёжности и непрерывности контроля при высоких уровнях излучения и возможном смешанном излучении различных типов. Комбинация методов и приборов позволяет получить полную картину радиационной обстановки и своевременно принимать меры безопасности.

Особенности эксплуатации атомных реакторов на быстрых нейтронах

Атомные реакторы на быстрых нейтронах (БН-реакторы) функционируют с использованием нейтронов, энергия которых значительно превышает теплоту тепловых нейтронов, что позволяет активировать топливо с более высокой эффективностью. Основной особенностью эксплуатации таких реакторов является использование не замедленных нейтронов для поддержания цепной реакции, что позволяет значительно расширить возможности переработки ядерного топлива.

1. Топливо
   В БН-реакторах используется обогащённый уран-235 или плутоний-239 в качестве топлива. Однако важным отличием является использование такого топлива, которое может быть обогащено плутонием, полученным в процессе работы реактора. Это позволяет эффективно использовать топливо в замкнутом топливном цикле и значительно уменьшать объёмы образующихся ядерных отходов.

2. Технология работы
   В отличие от традиционных тепловых реакторов, которые используют замедленные нейтроны (нейтроны, замедленные для оптимизации взаимодействия с ядерным топливом), в БН-реакторах применяется быстрые нейтроны, которые не теряют своей энергии в процессе взаимодействия с ядрами топлива. Это позволяет значительно уменьшить потери энергии и повысить эффективность работы реактора, так как такие нейтроны способны эффективно взаимодействовать с более широким спектром ядерных изотопов, включая актиновые элементы, такие как плутоний.

3. Система теплоотведения
   В БН-реакторах требуется особое внимание уделять системе теплоотведения, поскольку высокая температура работы реактора и энергия быстрых нейтронов требуют надежной системы охлаждения. Наиболее часто для этих целей используется натрий или другие жидкие металлы, которые обладают высокой теплопроводностью и низким уровнем взаимодействия с нейтронами, что позволяет минимизировать потерю энергии.

4. Реакция на изменения нагрузки
   Реакторы на быстрых нейтронах, как правило, имеют более сложное поведение в ответ на изменения нагрузки. Из-за высокой мощности и специфики взаимодействия быстрых нейтронов с ядрами топлива, реактор требует более точной и быстрой регулировки управляющих стержней и системы модерации для поддержания стабильности работы. Это делает эксплуатацию таких реакторов более сложной и требующей высокой квалификации оператора.

5. Безопасность
   Одним из основных аспектов эксплуатации БН-реакторов является обеспечение безопасности. Быстрые нейтроны обладают большей проникающей способностью, что создаёт дополнительные требования к экранированию и защитным сооружениям. Использование высокотемпературных жидких металлов, таких как натрий, также требует разработки специальных систем контроля за утечками и предотвращения возможных реакций с кислородом, что может привести к опасным химическим реакциям. В связи с этим, системы аварийной защиты в БН-реакторах имеют дополнительные уровни изоляции и мониторинга.

6. Преимущества и недостатки
   Основным преимуществом БН-реакторов является возможность использования плутония и других актиновых элементов, что позволяет создать замкнутый топливный цикл и значительно снизить уровень отходов. Однако недостатком является высокая стоимость разработки и эксплуатации таких реакторов, сложность в обеспечении безопасности и необходимость создания новых материалов, устойчивых к воздействию быстрых нейтронов и высоких температур.