Приводя и комментируя различные доводы „за“ и „против“ ядерной энергетики, я никоим образом не ставлю своей целью хоть как-то приуменьшить потенциально существующую радиоактивную опасность. Для меня важно подчеркнуть, что у ядерной энергии нет той исключительности, с точки зрения опасности для людей, которую ей порой приписывают.
      Давно отмечено исследователями, что жизненный уровень пропорционален производимой в обществе энергии. Наше отставание от передовых стран Европы, США, Японии выражается прежде всего в энергетической насыщенности промышленности и быта (у нас ниже примерно вдвое) и рациональном, экономном расходовании энергии — тут мы, напротив, в полтора раза расточительнее.
      В том, что нужно экономить энергию, как, впрочем, и другие материальные ресурсы, сомнения нет. Энергосбережение как выгодный способ вложения капитала всё же не является бесплатным. Оно сопряжено с внедрением новейших технологий, современного, менее энергоёмкого оборудования, с необходимостью теплоизоляции зданий — то есть является действием, растянутым во времени и доступным для общества, уже достигшего определённых технических высот.
      В поиске альтернатив органическим и ядерным энергоисточникам чаще всего называют ветровую энергию и энергию Солнца (кстати сказать, ядерную по своей природе) . Однако при первых же попытках анализа природных источников энергии на первый план выступает их основной недостаток — рассеянный, рассредоточенный характер.
      Красивые картинки с изображением современных ветряных двигателей не должны никого вводить в заблуждение. При диаметре винта 10 м. и средней скорости ветра 10 м/сек (36 км/час) такой ветряк сможет реализовать электрическую мощность не более нескольких киловатт. Таким образом, чтобы сравниться хотя бы со средней АЭС, ветряков потребуется несколько сот тысяч.
      На один квадратный метр в средних широтах приходится 150 Вт солнечной энергии. Легко сосчитать, что для солнечной электростанции мощностью в 1 ГВт(э) придётся около 100 квадратных километров сплошь закрыть фотоэлементами. Помимо расхода огромного количества материалов, в том числе весьма дефицитных, до сих пор не ясно, получим ли мы разумный энергетический выигрыш, то есть окажется ли добытой солнечной энергии больше, чем энергии, затраченной на её извлечение. Нет уверенности и в её широко рекламируемой экологической чистоте. И дело не только в отходах производства и отчуждении больших территорий. Представьте себе, что, как на хороших АЭС, треть солнечной энергии такой станции в виде электричества передаётся из южных районов в северные. При массовом использовании солнечной энергии мы столкнёмся с не меньшими экологическими трудностями, чем при строительстве гидростанций.
      Выйти на высокий энергетический уровень за сравнительно короткий срок (в пределах 10 лет) возможно только посредством развития ядерной энергетики. Последнему утверждению сопутствует ряд благоприятных моментов.
      Нравится нам это или нет, но в силу многих причин в СССР преимущественное развитие получила военная промышленность: ядерная, ракетно-космическая, авиационная и некоторые другие. Потрачены огромные интеллектуальные усилия и материальные средства на развитие соответствующих научно-исследовательских институтов, конструкторских бюро, опытных производств и т. п. Уровень приборной и экспериментальной базы на предприятиях бывшего Министерства среднего машиностроения существенно выше, чем в среднем по стране, квалификация научных и инженерных кадров не уступает мировым стандартам. Мы поступили бы расточительно, неразумно, нелепо, если бы не воспользовались высоким уровнем производства на этих предприятиях. Деньги надо вкладывать не туда, где мы слабы и отстали, а туда, где сильны и конкурентоспособны в мировых масштабах.
      Теперь уже ясно, что мир встал на путь массового ядерного разоружения. Это означает, что скоро высвободится огромное количество ядерных материалов — около 100 тонн плутония-239 и 1000 тонн урана-235 . Такого количества делительных материалов хватит на 40 лет эксплуатации ныне действующих АЭС. Если же иметь в виду более экономные и перспективные реакторы будущего, о которых речь пойдёт ниже, — то и на многие сотни лет вперед.
      Разумно ли, особенно при нашей бедности, не воспользоваться этим как бы „бесплатным“ ядерным топливом? Десятки миллиардов рублей, затраченные на создание военной техники, вернулись бы в сферу мирного потребления — ведь в атомных электростанциях топливная составляющая достигает 15 amp;ndash;20 процентов стоимости производства электроэнергии. Наконец, разве лучше, если мы начнём строить склады с военным плутонием и ураном, выставлять многочисленную охрану, экономически разорительную, или, что ещё хуже, как предлагают некоторые горячие головы, зарывать в землю, уничтожать эти ценные материалы, стоимость которых намного выше золота?
      Однако какие бы слова и заклинания ни произносились, общество не примет ядерной энергетики, если не будет уверено в полнейшей её безопасности. И не помогут ссылки на Японию, Францию: одно дело там, другое — у нас.
      * * *
      Около пятнадцати лет назад в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова широко обсуждались вопросы строительства АЭС в трёх предположениях развития: высокого, среднего и низкого (по среднему прогнозу до 150 ГВт(э) суммарной мощности АЭС к 2000 году) . Сейчас можно констатировать, что развитие пошло ниже самой низкой кривой. И даже само слово „развитие“ следует взять в кавычки. И дело не только в том, что Россия переживает глубокую экономическую реформу и дезорганизацию производства. Спад в ядерной энергетике произошёл раньше. Его причина заключена в реакции общества на Чернобыльскую аварию.
      Стало ясно, что ключевой момент, определяющий развитие атомной энергетики, концентрируется в вопросах безопасности. Сама проблема безопасности многогранна. Поэтому критика, выдержанная в духе „в вашем предложении не учтено ещё то-то …“, малоконструктивна. Философский принцип ныне состоит в том, чтобы любое действие, пусть незначительное, не исчерпывающее проблему в целом, но направленное на повышение безопасности, расценивалось бы как явление положительное. Высказанное суждение в равной степени относится как к собственно реактору, так и ко всей технологической процедуре ядерного цикла, включая обращение с радиоактивными отходами.
      Только тогда, вместе с дальнейшим усовершенствованием атомной техники, можно надеяться, что удастся преодолеть скепсис населения, правительства, разорвать связь между ядерной войной и АЭС, гибелью и созиданием.
      Со времени первых атомных электростанций конъюнктура резко изменилась. Раньше на первый план выдвигалась экономия активно-делительных материалов, их оборачиваемость и, следовательно, предельно напряжённая по энерговыделению активная зона. Сегодня картина обратная: происходит затоваривание ураном как по причине разоружения, так и из-за резкого спада ядерно-энергетической программы. Ныне выдвигаются другие приоритеты, главный из них — безопасность.
      Безопасным реактором мы будем называть такой реактор, который ни при каких неконтролируемых ситуациях не создаёт радиоактивного загрязнения вне пределов реакторного зала.
      Реактором с внутренней безопасностью назовём такой безопасный реактор, в котором авария гасится не усилиями человека (оператора) , а автоматически, в силу заложенных в него физических причин.
      Круг вопросов, связанных с безопасностью реактора, ограничен не только переходом через критсостояние и развитием взрывного процесса. Выход радиоактивности может иметь место и при других видах аварии. Например, очень серьёзные последствия могут наступить при отказе (разрушении) контура теплосъёма. В заглушённом реакторе тем не менее происходит остаточное тепловыделение, вызванное радиоактивным распадом накопившихся продуктов горения. Оно может быть настолько значительным, что расплавит активную зону и радиоактивность выйдет наружу.
      Однако, и это надо иметь в виду, темп остаточного энерговыделения, отнесённый к единице объёма твэла, пропорционален рабочей мощности реактора в единице объёма. Снижая удельную мощность, неся некоторые потери в экономике, можно уменьшить остаточное энерговыделение до уровня, когда оно снимается естественным образом и не расплавляет твэл.
      Вместе с тем, одновременно увеличивая выгорание (КПД) топлива, очень важно увеличить время жизни твэла в реакторе — так, чтобы оно совпадало со всем временем эксплуатации АЭС, то есть 50 amp;ndash;100 лет. Тогда появляется ещё один существенный фактор повышения безопасности и упрощения эксплуатации.
      Для того чтобы обрисовать облик реактора, условно говоря „идеального“, необходимо прежде сформулировать требования к нему.
      Во-первых. Не допускается ни при каких условиях переход реактора в верхнее надкритичное состояние по случайным причинам: ошибка оператора, отказ контура теплосъёма и т. п. Обязательна так называемая отрицательная связь, при которой нарушение в работе реактора ведёт к его затуханию. Предельно упрощено управление реактором. Режим работы поддерживается в значительной мере автоматически, без участия человека (кроме запуска и остановки реактора) .
      Во-вторых. В реакторе, как известно, происходит не только выжигание топлива, но также его накопление, что характеризуется коэффициентом воспроизводства (KB) , то есть отношением накопления к исчезновению.
      Работа с коэффициентом воспроизводства близким к единице или несколько большим позволяет вовлечь в горение основной изотоп урана-238 . Стратегическая (перспективная) линия может быть обоснована только в том случае, когда в качестве преимущественного материала для деления служит уран-238 , а не уран-235 , как в современных реакторах. Только тогда сырьевая база ядерной энергетики становится практически беспредельной.
      В-третьих. Минимум химической регенерации топлива, минимум радиоактивных отходов. Наряду с широким использованием плутония в ядерно-энергетическом цикле технология не предусматривает извлечения плутония из твэлов в чистом виде, что делает невозможным переключение плутония в военную область.
      Ядерная энергетика имеет три мыслимых аспекта: делительная, термоядерная (построенная на реакциях синтеза) и комбинированная (гибридная) , сочетающая в себе элементы и деления, и синтеза. Каждая из этих ветвей имеет свои особенности, преимущества и недостатки, разную степень развитости.
      * * *
       Быстрый реактор деления. Быстрый реактор уступает тепловому по многим параметрам (капитальные затраты, эксплуатация) — за исключением одного, ради которого он и придуман. В нём коэффициент воспроизводства (KB) больше единицы, то есть он способен производить не только энергию, но и активно-делительные атомы, притом в возрастающих количествах.
      При всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235 , плутоний-239) в активной зоне. Другими словами, в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется регулирующими стержнями — поглотителями нейтронов. По мере выгорания топлива стержни вынимаются, что и поддерживает постоянство мощности реактора. Так как любой реактор осуществляет некоторый конечный по времени срок „жизни“ твэлов в своей активной зоне, то в нём по необходимости содержится некоторый запас надкритичности — тем больший, чем больше предполагаемое время кампании.
      В этом смысле ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, потому что, если вдруг по случайным причинам регулирующие стержни покинут активную зону, возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.
      По поводу быстрых реакторов сделаны два, казалось бы, взаимоисключающих утверждения. В начале говорилось, что быстрые реакторы — они же размножители, а дальше — что они, как и тепловые реакторы, построены на выгорании активной зоны. Так накапливают или выжигают?
      И то и другое утверждения верны. Это объясняется самим устройством реактора, который разделён на две зоны — центральную, где происходит реакция деления, и периферийную, состоящую из урана-238 , где накапливается плутоний. В активной зоне KB, отнесённый к этой части реактора, в самом деле меньше единицы. Однако с учётом плутония, возникшего в зоне воспроизводства, то есть по отношению к реактору в целом, KB больше единицы.
      Не правда ли, наблюдается странная картина: проделав путь по кругу, плутоний через пять лет возвращается в исходную точку, в свой же (или соседний) реактор. Зачем? Ведь гораздо проще и выгоднее сжечь его на месте, не теряя времени на перевозку и переработку.
      Почему бы для этого две зоны быстрого реактора не заменить одной, „смешав“ их в такой пропорции, чтобы была обеспечена и критичность, и воспроизводящая функция? Недостаток такого смешения очевиден: резко возрастет критическая масса реактора, она устремляется в бесконечность для смеси урана с плутонием при концентрации последнего в пределах 4,5 процента.
      Но ведь и преимуществ немало. Для утверждения концепции нового реактора не требуется длительных вычислений. Исходным является только один факт — быстрый реактор может иметь KB больше единицы непосредственно в активной зоне, если исходная концентрация плутония ниже равновесной. Иными словами — заключена в пределах от 5 до 10 процентов по отношению к урану-238 .
      В предлагаемом реакторе осуществляется глубокое выгорание топлива, и он не рассчитан на поддержку плутонием от других реакторов. По этой причине топливо может не подвергаться химической регенерации (открытый цикл) или если перерабатывается, то по упрощённой технологии, с отделением тяжёлой фракции (уран , плутоний, трансураны) в целом. Плутоний в чистом виде не высвобождается. Он всегда находится в комбинации с другими элементами и для использования в оружии непригоден.
      Несколько слов по поводу конечных продуктов реакторов деления. Как всякое масштабное производство, атомные станции имеют отходы, притом радиоактивные, в очень концентрированном состоянии.
      Все радиоактивные продукты, возникшие в результате деления, можно разделить на две группы: трансурановые элементы, которые появляются при захвате нейтронов ураном и его дочерними продуктами, и осколки деления. Первые из них характеризуются весьма длительными периодами полураспада — тысячи и даже миллионы лет (хотя есть исключения) , вторые — наоборот, живут, как правило, недолго — от секунд до нескольких десятков лет.
      В дальнейшем мы будем исходить из того, что путём химических манипуляций можно отделить тяжёлые ураны и трансураны от осколков и элементов конструкции. Стоимость и возможность такой технологии должны сопоставляться со стоимостью экологических мероприятий, обусловленных работой электростанций на органическом топливе, выбрасывающих в год в атмосферу миллионы тонн золы, — на 1 ГВт(э) .
      Посчитано, что по своим ядерно-физическим показателям трансурановая смесь не уступает исходной, плутониевой, и, следовательно, может быть многократно использована. В этом заключён радикальный способ уничтожения радиоактивных трансурановых элементов: их можно сжигать в тех же реакторах, где они рождаются. Впрочем, в самом отмеченном факте ничего удивительного нет. Трансураны, пересыщаясь нейтронами, имеют усиленную тенденцию к делению. Известно, например, что у кюрия-245 критическая масса в несколько раз меньше, чем у плутония-239 .
      Вместе с тем нельзя не сказать, что при всей принципиальной ясности конкретное исполнение подобного рода твэлов может ветретить значительные технические трудности. Подсчёт показывает, что в стационарной смеси трансуранов спонтанное тепловыделение в сотни раз, а нейтронный фон — в десятки тысяч раз больше, чем в стандартном плутонии.
      Наиболее простой способ обращения с радиоактивными отходами, таким образом, заключён в следующей процедуре. Выгоревшие твэлы подвергаются обработке, при которой отделяются тяжёлые материалы (ураны и трансураны) от лёгких компонент (осколков , конструкционных материалов) . Первые по идеальной схеме все без исключения возвращаются в состав тепловыделяющих элементов (в определённой пропорции с ураном-238) . Если мощность станций не нарастает, то по прошествии некоторого времени общее количество трансуранов не изменяется. Так возникает полностью замкнутое производство энергии, предельно сбалансированное по нейтронам, с минимальным расходом природного урана.
      В тех случаях, когда тяжёлые материалы вследствие технологических затруднений не могут быть возвращены в топливный цикл, трансурановая компонента подвергается захоронению. В связи с этим позволю себе одно замечание количественного характера. Известно, что из внутренних слоёв Земли к её поверхности поступает тепло, обязанное своим происхождением радиоактивному распаду тория и урана. Поток этого тепла, отнесённый ко всей поверхности Земли, таков, что он на несколько порядков превосходит тот, которого можно ожидать при полном захоронении трансурановой компоненты топлива. Конкретно в цифрах: если считать, что трансурановая радиоактивность будет накапливаться в Земле на протяжении тысячи лет, то тепловой баланс внутри Земли практически не изменится даже при наличии 100 миллионов (!) действующих энергоблоков гигаваттной мощности.
      Таким образом, получается, что особой необходимости в искусственном уничтожении актиноидов нет. Они либо возвращаются, наряду с ураном и плутонием, в цикл, если удаётся найти приемлемую технологию, либо удаляются и подвергаются захоронению вместе с осколками.
      Что касается лёгких материалов, то они после некоторой выдержки непосредственно на станции подвергаются окончательному захоронению. Через несколько сот лет их фон упадёт до уровня практически безопасного для окружающей среды.
      В предлагаемом быстром реакторе многое из того, что декларировалось в общем плане, вполне достижимо. Автоматически поддерживается критсостояние, регулировка мощности осуществляется с помощью урана-238 , который не столько поглощает нейтроны, сколько их временно заимствует. Обеспечивается высокое (до 50 процентов) выгорание топлива с самообеспечением плутонием, нет необходимости в выделении плутония в последующих стадиях обработки использованного топлива, и, следовательно, исчезает угроза распространения ядерных материалов, а накопление радиоактивности может быть сведено к минимуму.
      * * *
       Термоядерная детонация. Подобно тому как свеча или бикфордов шнур зажигаются от спички, а порох от капсюля, так и нашей задачей является проведение аналогичной процедуры, но на ядерном уровне. Смысл её один: затратить как можно меньше энергии на инициирование реакции и получить в конечном итоге как можно больше энергии. Здесь следует пояснить, что порох сам по себе не производит энергии, он просто переносит её из одного места (завода-изготовителя, где энергия затрачивается на производство) к точке потребления, где она высвобождается.
      Не так с ядерными реакциями — они протекают на компонентах (в нашем случае — на тяжёлом водороде-дейтерии), взятых из природы. Наличие другой составляющей реакции — трития (для ДТ amp;ndash;реакции), которого в природе нет, положения не изменяет, так как тритий регенерируется при последующей переработке.
      Важнейшая особенность термоядерной детонации по сравнению с химической заключена в возможности многократного сжатия вещества перед фронтом горения энергией опережающего факела. Физической причиной этому служит превосходство ядерной энергии над внутренней энергией вещества. И при химической детонации происходит сжатие вещества на фронте ударной волны в несколько раз. Сейчас же речь идёт о сжатии топлива в сотни раз.
      Важным преимуществом детонации со сжатием является её устойчивость (в химической детонации устойчивость возникает по причине полного выгорания) , если выполнено простое требование. Всякая сжимающаяся система испытывает три стадии: движение внутрь, прекращение движения в момент максимального сжатия и разлёт, то есть движение наружу. Утверждение сводится к тому, что процесс распространения устойчив, когда вспышка происходит до момента максимального сжатия. Другими словами, поскольку наилучшие условия горения возникают при наибольшем сжатии, реализовать их буквально невозможно, надо отступить, иметь некоторый запас.
      Допустим, произошёл сбой, где-то выделилось энергии меньше чем в среднем. Из этого следует, что последующих участков „трубы“ достигнет также уменьшенная, против ожидаемой, энергия излучения. Значит, вспышка этого участка наступит несколько позже, при большем сжатии, так как выполнение критерия воспламенения диктуется прежде всего температурой. Компенсирующий момент заключён в том, что с ростом плотности энерговыделение возрастает, и, следовательно, при понижении энергии в одном месте она нарастает в другом и в целом усредняется. Конструктивное оформление может быть различным. Это либо шары, эквидистантно расположенные в общей „трубе“, либо „труба“ в „трубе“.
      В многошаровой трубе, когда шары находятся на достаточно большом удалении друг от друга, на сжатие последующего шара оказывает влияние главным образом предыдущий, при их сближении начинает чувствоваться влияние всё большего количества шаров. И нарастает устойчивость, так как энергии шаров перемешиваются, — но тогда труднее обеспечить сферическую симметрию сжатия от отдельного шара. Непрерывная „труба“, по-видимому, обладает наибольшей устойчивостью, но меньшим сжатием.
      Устойчиво детонирующая система полностью решает энергетический баланс, её можно использовать для выгодного производства энергии. По нашим оценкам, необходимая инициирующая энергия составляет несколько мегаджоулей. В роли внешнего устройства, возбуждающего термоядерную реакцию, несомненное лидерство имеют лазеры, как наиболее технически освоенные. Но, как сказано, нужен запас. Наличие же запаса выше некоторого минимального, обусловленного всякого рода неточностями (допусками) , может быть использовано для возникновения совсем экзотических построений.
      Доступными тогда становятся не только цилиндрические конструкции, но также конусообразные — расширители. Угол раствора конуса пропорционален запасу. Но каков бы ни был запас, рано или поздно энерговыделение удвоится и станет возможным повести энергию не по одному, а по двум каналам. Так возникает произвольная энерговыделяющая сеть двухмерной или даже трёхмерной конфигурации.
      Ныне истинное состояние таково: детонация реализована в крупном взрывном эксперименте. Что же касается мини-шнуров, пригодных для непосредственного использования на электростанциях, то здесь до практических результатов дело ещё не дошло. На этом направлении уже многие годы мы пребываем в состоянии „глубоких научно-исследовательских разработок“.
      * * *
       Гибридный реактор. Подразумевается такой подкритический реактор, в котором стационарность энерговыделения поддерживается с помощью постороннего источника нейтронов.
      В качестве такого источника нейтронов может использоваться ускоритель частиц, возбуждающих ядерные реакции, или лазер, концентрирующий свои лучи на миллиметровую мишень и вызывающий термоядерные реакции на тяжёлых изотопах водорода. С оговорками к гибридному реактору можно отнести и комбинированный делительный. В нём соединены внутренний быстрый критический реактор малой мощности, который своими нейтронами подпитывает энергетический внешний подкритический бланкет.
      Подкритические активные зоны, при достаточно глубокой подкритичности, не допускают при всех непредвиденных обстоятельствах перехода через верхнее критсостояние, в них невозможно развитие неконтролируемой цепной реакции. Переход к подкритическим реакторам, что очень важно, передвигает границу, разделяющую знание от незнания, в область изученную. Идёт поиск компромисса: чем меньше подкритичность, тем меньше требование к мощности источника, но тем меньше зазор, отделяющий от опасной зоны. И наоборот.
      По расчёту, по опыту, в том числе зафиксированному в инструкциях по технике безопасности, реактор можно считать надёжно защищённым от случайностей с выбросом в надкритичность, если глубина подкритичности около 5 процентов.
      Наконец, наличие внешнего источника, допинга нейтронов, улучшает нейтронный баланс и ведёт к более сильному выгоранию урана: экономия по отношению к затраченному природному урану может составлять разы по сравнению со стандартными реакторами ВВЭР и РБМК.
      Из всех термоядерных и ускорительных источников нейтронов мы отдаём предпочтение импульсивно-периодическому источнику на основе лазерного термоядерного синтеза (ЛТС) . Причина предпочтения заключается, помимо прочего, в компоновочно-конструктивном оформлении. Только для ЛТС мишенная камера — зона термоядерного горения — отделена от энергопитания (собственно лазеров) на десятки метров. Сама по себе камера сгорания с соответствующими каналами для излучения лазера (лучше всего с одним каналом — односторонней подсветкой) компактна и достаточно просто размещается в активной зоне реактора. Вообразить подобное для „Токамака“ или ускорителя практически невозможно.
      В гибридной схеме основная энергия — делительная. Отношение делительной энергии к термоядерной первичного источника может составлять несколько тысяч раз при приемлемом уровне подкритичности в двухкамерной конструкции, использующей идею односторонних нейтронных потоков. Внутренний, „быстрый“ каскад питает нейтронами наружный, „тепловой“, тогда как влияние тепловых нейтронов на внутреннюю часть подавлено в сотни раз.
      Лазер, безусловно, усложняет конструкцию, но вместе с тем придаёт реактору высокую степень безопасности, простоту управления, большое выгорание и экономию топлива. Все эти преимущества позволяют отнести гибридный реактор к вполне оригинальному построению. Является ли гибридный вариант реактора самостоятельным или только ступенькой, отступлением в освоении термоядерной энергии, покажет время.
      И последнее. В печати, особенно в западной, активно пропагандируется тезис о том, что на АЭС, независимо от того, гибридная она или нет, происходит накопление плутония и он может использоваться для военных целей. Да, любой реактор, использующий нейтронно-ядерные реакции, может быть приспособлен для получения различных изотопов, включая плутоний. Однако в чисто термоядерном реакторе производительность получении изотопов примерно в десять раз выше, чем в реакторе деления. Достаточно 10 процентов всех нейтронов термоядерного реактора „незаметно“ направить в урановые блочки, как он превратится в могучий производитель плутония, притом кондиционного, в отличие от засорённого многими изотопами реакторного плутония АЭС.
      Кардинальное решение состоит, таким образом, не в отказе от ядерной энергии, а в введении жёсткого международного контроля, в равной степени относящегося ко всем видам нейтронных источников, ко всем странам — ядерным и неядерным. А при сравнении различных производств по их глобальной экологической опасности нужно иметь в виду, что её количественная оценка содержит два сомножителя — вероятность аварии и цену возможного ущерба для общества. По обоим параметрам гибридные АЭС выгодно отличаются от термоядерных.
      * * *
      Подводя краткий итог, рискну предположить, что в освоении ядерной энергии мы не в конце пути, как многим казалось до Чернобыльской трагедии, а где-то в самом начале. Поэтому компромисс, сочетание в одном агрегате различных подходов, как в гибридном реакторе делительных и термоядерных реакций, может оказаться выгоднее, чем их использование по отдельности.
      В последнее время меня не покидаёт ощущение, что эра ядерной энергетики только начинается. За горизонтом нас ждёт немало находок и открытий. Поле чуть вспахано, на нём появились первые всходы, но основной урожай впереди. Мы ищем и находим примеры того, чтобы с оптимизмом оценивать ядерно-энергетическую перспективу.
      Я убеждён, что в конце XXI века ядерная энергетика станет такой же необходимой и привычной для человека, как электричество в конце двадцатого.
       ЛЕВ И АТОМ. -М.: „Воскресенье“, 2003.