Идея, лежащая в основе создания бридеров, а именно: получение электроэнергии и воспроизводство делящегося материала, сводится на нет тем обстоятельством, что среди физических процессов, реализуемых в реакторах на быстрых нейтронах, существует лишь один процесс, который в состоянии погасить цепную реакцию в экстремальных аварийных условиях, а именно, доплеровский эффект, приводящий к резкому увеличению захвата нейтронов сырьевым материалом (U238) при росте температуры. Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора. Стабильная работа бридера возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетичные нейтроны с энергией 0,1–10 кэВ, т.е. спектр нейтронов мягкий. Однако в этой области энергий нейтронов коэффициент воспроизводства невелик, а с учетом потерь при выгрузке, переработке и т.д. эффективности воспроизводства ожидать не приходится. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жестче рабочий спектр нейтронов, но тогда в обеспечение безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ). Сегодня основным топливом бридеров являются оксиды урана и плутония, потому что они дают более мягкий спектр нейтронов. UC - PuC, UN - PuN имеют более жесткий спектр нейтронов из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива практически не проработаны.
Коэффициент воспроизводства в проектах бридеров (Кв) принимается равным 1,3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг Pu239 или U235 в Pu239 превращается 1,3 кг. U238. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора) выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны бридеров нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор U238 – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону бридера загружено 100 кг Pu239, а в периферийную зону загружен U238. После окончания кампании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного Pu239, а в периферийной зоне наработается 20×1,3 = 26 кг нового Pu. После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг пойдут на восполнение выгоревшего Pu239 в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый бридер. Итак, за кампанию (без учёта потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового бридера такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше - при учёте Pu240. В обычной практике используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоения является так называемое системное время удвоения, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора. Оно равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго бридера при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния Pu240) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового Pu239 каждые 50 лет происходит удвоение мощности бридеров. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000 000 кВт, то суммарная мощность бридеров 2 000 000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000 000 кВт – в 2110 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на базе бридеров не получится. По имеющейся у нас информации, специалисты Курчатовского института в ответ на запрос Администрации президента в целом подтвердили справедливость данных оценок.
Человеку, не знакомому с тонкостями ядерной энергетики, непонятно, почему же мир до сих пор не перешел на этот чудесный источник энергии, на который делает ставку наша ядерная доктрина.
В развитых странах с самого начала все проекты бридеров делались с плутониевым топливом (UO2-PuO2). Это Феникс (1973 г.) и Суперфеникс (1985 г.) во Франции; PFR (1974 г.) и CDFR (1990 г.) в Англии; SNR-300 (1990 г.) в ФРГ; MONJU (1987 г.) в Японии и CRp class="text"P (1988г.) в США. Сегодня все эти реакторы закрыты. Скорее всего, причины этого близки к перечисленным выше.
Самым удивительным является то, что все бридеры, построенные у нас в стране, работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600. Облик бридеров, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора, топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 - это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по Pu239 и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, что при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме бридеров, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но в ответе ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли.
Таким образом, сегодня с уверенностью можно утверждать, что промышленного освоения БР как во всём мире, так и у нас в стране, не будет. И совсем не по причине уникальности, дороговизны и многочисленных трудностей, возникающих в процессе создания и эксплуатации.
Работы по термоядерным реакторам являются настолько рискованными с точки зрения получения положительного результата, что мировое сообщество приняло совершенно правильное решение разделить риски выполнения данной работы между всеми технологически развитыми странами. Вероятность получения положительного результата, как минимум, в этом столетии практически равна нулю. Россия является одним из наиболее активных и эффективных участников этих работ. Предложение о создании своей собственной термоядерной программы в таких условиях является полным абсурдом..
Подводя итог оценки официальной ядерной программы России, приведём цитату из работы Диттмара (Michael Dittmar (ETH Zurich), (Submitted on 13 Nov. 2009):
«Следовательно, мы заключаем, что идея о близкой коммерческой реализации бридеров, основанных на реакции деления, является не более чем «хотелками». Далее мы заключаем, что, независимо от того, насколько вперёд мы заглянем, энергетика, основанная на реакции синтеза, является ещё менее вероятной, чем широкомасштабная энергетика на бридерах, более того, можно утверждать, что коммерческая термоядерная энергетика никогда не будет реальностью».