Ядерное топливо представляет собой герметичный контейнер из сплавов, в котором помещены таблетки с ураном. Когда топливо переходит в разряд отработанного, его извлекают из реактора и путем химического разделения сортируют на бесполезные вещества, которые можно использовать повторно.

Россия подтверждает свой статус мирового лидера в атомных технологиях. Мало того, мир даже не подошел к предыдущему этапу - натриевым реакторам на быстрых нейтронах, а Россия уже начала строительство реактора будущего - свинцового.

Городе Северске Томской области: официально стартовало строительство первого в мире энергоблока БРЕСТ-ОД-300, который станет "сердцем" опытно-демонстрационнного комплекса, воплощающего в себе новое качество атомной генерации будущего - беспрецедентно безопасной, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной.

Из всех природных запасов урана, на изотоп 235 приходится всего 0.7%, а остальные 99.3% это уран. Но он не поддерживает цепную реакцию, и использовать его в качеств топлива для АЭС невозможно. Из-за того, что урана-235 очень мало, по сути, он почти не встречается в природе, довольно скоро его запасы будут совсем исчерпаны. Но если бы можно было использовать U238, это расширило бы количество доступного ядерного топлива в 200 раз. 

К счастью выход есть - это так называемый Замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ). 

Дело в том, что U238 достаточно легко превращается в плутоний-239, который уже поддерживает цепную реакцию. Это происходит в самом ядерном реакторе. Часть нейтронов используется для цепной реакции и получения энергии, а часть "лишних" нейтронов поглощаются содержащемся в топливе U238 и он превращается в Pu239, и получается, что в отработанном ядреном топливе (ОЯТ) содержится уже какое-то количество плутония-239 - который пригоден для использования в качестве ядерного топлива. То есть остается только ОЯТ переработать, выделить из него Pu239 и невыгоревший U235 и снова загрузить в реактор.

Но, спросите вы, зачем тогда нужен реактор БРЕСТ, который начали строить в России?
Дело в том, что из ОЯТ обычных тепловых реакторов полезного топлива получается меньше, чем нужно для полноценной загрузки реактора. Грубо говоря, из 100 кг топлива, после переработки вернуть обратно получается только 15 кг. Поэтому приходится использовать природный уран-235, просто немного меньше чем без переработки ОЯТ. Конечно, снижение количества ядерных отходов - дело тоже нужное, но хотелось бы сделать так, чтобы не нужно было бы использовать природный уран-235. 

А это возможно. Ведь в топливе АЭС целых 80% это U238. Если бы хотя бы четверть его превратить в Pu239, то уже хватит на то чтобы вновь загрузить реактор. 
В обычных АЭС используются так называемые "медленные" ректоры, или реакторы на тепловых нейтронах. Но, к счастью, есть еще и "быстрые" реакторы, и вот тут мы уже подходим к теме прорыва России в технологии ЗЯТЦ.