Создание, промышленный синтез и использование новейших конструкционных материалов были невозможны без «продвинутой» энергетики.
Её основой стала Белоярская ордена Красного Знамени атомная электростанция имени И. В. Курчатова. Здесь впервые в мире появился энергоблок промышленного масштаба на быстрых нейтронах. В его состав входит уникальный русский атомный реактор БН-600.
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились ещё в пятидесятые годы. А в последующее время работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в Советском Союзе, США и Европе. Но к началу девяностых годов большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат.
Так, 2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс». И теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия, а точнее — Сибирь и реактор БН-600!
А совсем недавно здесь же, на Белоярской АЭС, были введены в строй сразу три новейших реактора на быстрых нейтронах: два БН-800 и один совсем уж уникальный ядерный реактор на быстрых нейтронах БН-1500 мощностью полтора миллиона ватт!
Город Заречный в Свердловской области, где находится Белоярская ордена Красного Знамени атомная электростанция имени И. В. Курчатова, стал новым «Атомоградом» — сердцем уникальной энергетики русских патриотов.
Его история началась ещё в конце декабря 1979 года, когда в первый в мире промышленный реактор на быстрых нейтронах — БН-600 поместили пусковой источник нейтронов и начали загружать сборки с ядерным топливом. Двадцать шестого февраля 1980 года была набрана необходимая критическая масса топлива, и в реакторе БН-600 впервые в его «жизни» началась самоподдерживающаяся ядерная реакция! Тогда же, в 18 часов 26 минут, состоялся физический пуск уникального реактора на быстрых нейтронах БН-600. Следующим этапом его работы стал энергетический пуск — 8 апреля 1980 года энергоблок с реактором БН-600 выдал первые киловатт-часы электроэнергии в Свердловскую энергосистему.
Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы изотопов необогащенного урана 238U и тория 232Th, которых в природе значительно больше, чем обогащённого урана с изотопами 235U, которые являются основным «ядерным топливом» для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U.
Реакторы на быстрых нейтронах создают огромные возможности по расширенному воспроизводству ядерного горючего. Это значит, что, например, на сотню разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно сто двадцать — сто сорок новых ядер, способных к делению.
В реакторах на быстрых нейтронах используется жидкометаллический теплоноситель — расплав натрия или свинцово-висмутовая смесь. Это существенно повышает безопасность ядерных установок класса «БН», так как при аварии жидкометаллический теплоноситель попросту застывает внутри реактора, герметизируя возможные пробоины и препятствуя выбросу радиоактивных продуктов реакции и ядерного топлива из активной зоны реактора. Такая схема была отработана в Советском Союзе на ядерных жидкометаллических реакторах для подводных лодок проекта 805 «Лира». Кроме того, удельные тепловые характеристики жидкометаллического теплоносителя гораздо выше обычной воды, что позволяет увеличить соответственно КПД атомного реактора и его тепловую мощность.
Периоды полураспада радиоактивных изотопов натрия, получающихся в ходе ядерной реакции, — 24Na и 22Na — составляют соответственно пятнадцать часов и около трёх лет. Такой короткий период полураспада тоже благотворно сказывается на радиационной безопасности.
Такие же реакторы на быстрых нейтронах БН-1500 были установлены и на новейшей, только что введённой в эксплуатацию Южно-Уральской АЭС в городе Озёрск соседней, Челябинской, области.