Для этого включают резервные фильтры и отключают парогенераторы, а то и останавливают реактор.
      Все же в помещениях, где работают люди, могут в первую очередь появиться газообразные радиоактивные вещества. Это может произойти из-за протечек через уплотнения различных коммуникаций, связывающих герметичную оболочку с другими помещениями станции, иногда радиоактивность появляется по другим разным причинам. Чтобы не допустить ее накапливания, действует непрерывная вентиляция. Аппараты выбрасывают воздух в трубу, высота которой в зависимости от мощности станции достигает 100-200 метров. Это дополнительно уменьшает облучение персонала.
      Пока что речь шла о защите работников станции.
      Но вот воздух выбрасывается наружу, и радиоактивные элементы, содержащиеся в нем, выпускаются на волю.
      Теперь они могут переноситься ветрами за многие сотни километров. Конечно, чем они окажутся дальше от станции, тем ниже будет их концентрация потому, что они сильно разбавятся атмосферой. Если ими и будет облучено население, то в такой слабой степени, что никак не отзовется на здоровье людей.
      Мы уже говорили, что любая производственная и другая деятельность человека приносит то неощутимый, а то и заметный вред. В худшем, если можно так выразиться, положении находятся профессиональные работники, обслуживающие атомную станцию. Никуда не деться от того, что они получают существенно большую дозу облучения, чем окружающее население.
      Но ведь то же самое имеет место и во многих других отраслях народного хозяйства. Скажем, шахтеры, металлурги, операторы некоторых химических производств, медики-рентгенологи тоже постоянно подвергаются различным вредным воздействиям. Однако то, что допустимо для профессиональных работников вредных производств, не может быть принято для всего остального населения. Ведь профессиональные работники находятся под специальным медицинским контролем, имеют укороченный рабочий день, дополнительные отпуска, особое питание и другие льготы.
      Допустимые уровни излучений для работников АЭС, выбранные на основе тщательного изучения степени воздействия их на человека, обеспечиваются описанными четырьмя барьерами защиты. Нужно отметить, что эти барьеры служат эффективным средством защиты не только при нормальной работе атомной установки, но и в случае возникновения различных аварийных ситуаций. Чтобы опасность выброса радиоактивности свести на нет, на пути ее распространения поставлен еще один - пятый - барьер. В чем он выражается?
      Если уровень радиоактивности воздуха, направляемого в вентиляционную трубу, превышает допустимый, его пропускают через дополнительные фильтры или выдерживают в специальных газгольдерах. Перечисленные меры являются надежной защитой для всего населения страны.
      До сих пор речь шла о защите от вредных излучений, обусловленных радиоактивными элементами, образующимися при делении и затем распространяющимися по атомной станции и вне ее Наиболее мощная часть этого излучения - это нейтроны и гамма-кванты, которые освобождаются непосредственно в процессе деления. Потоки этих частиц колосса тъны. С одного квадратного сантиметра поверхности активной зоны мощного реактора каждую секунду вылетает 20 триллионов нейтронов и около 10 триллионов гамма-квантов. Их проникающая способность настолько велика, что прочные стенки первого контура не могут их сдержать. Нейтроны, вылетая из активной зоны, обладают самыми различными энергиями1 среди них есть как тепловые (медленные), так и быстрые. С тепловыми бороться довольно легко: достаточно поставить на их пути слой вещества с большим сечением поглощения, и эта преграда для них непреодолима. А как быть с быстрыми? Ведь в любых материалах ядерные сечения поглощения для таких нейтронов малы. Значит, нужно быстрые нейтроны сделать тепловыми и затем уже защищаться от них. Лучше всего нейтроны замедляются элементами с малым массовым числом. Поэтому на пути этих частиц размещают воду, графит, бетон - вещества, содержащие большое количество легких атомов.
      Если для защиты от нейтронов используют легкие элементы, то от гамма-излучения надо обороняться материалами, содержащими элементы с большим массовым числом. В этом случае ослабление гамма-квантов происходит как за счет их взаимодействия с электронами атомов преграды, так и с ядрами. Возникает противоречивая ситуация: для ослабления потока нейтронов нужно делать защиту из веществ, содержащих легкие элементы, а для уменьшения потока гамма-квантов - тяжелые. Как тут быть?
      Приходится идти на компромисс. Чтобы ослабить суммарное излучение и довести его до допустимой величины, реактор окружают достаточно толстым слоем комбинированной защиты из легких и тяжелых элементов.
      За ним человек может находиться совершенно безбоязненно.
      Большая толщина и вес защиты - основное принципиальное препятствие в деле создания атомных двигателей для малых транспортных установок типа, допустим, автомобиль. Одна энергетическая установка с защитой весила бы около ста тонн. Это был бы автомобиль-гигант, вряд ли для чего-нибудь полезный. О создании самолета или ракеты можно говорить уже смелее. Морские же транспортные суда с атомными двигателями уже созданы; в нашей стране верно служат народному хозяйству три ледокола с атомными двигателями - "Ленин", "Арктика" и "Сибирь".
      Конференция по природным реакторам
      В декабре 1977 года в Париже состоялось необычное совещание Технического комитета международного агентства по атомной энергии. Ученые, собравшиеся из разных стран, обсуждали результаты научно-исследовательских работ по природным ядерным реакторам. Природным? Не созданным руками человека?
      Да, речь шла именно о таких реакторах. О них люди узнали совсем недавно. Изучая состав урановых руд одного из месторождений Африки, в Габоне, близ Окло, исследователи обнаружили ряд фактов, не поддававшихся простому объяснению. Соотношение изотопов урана в этой руде сильно отличалось от существующих в мире соотношений. Обнаружился ряд аномалий, касающихся содержания в руде редкоземельных элементов.
      В этой связи было высказано несколько гипотез. Но ни одна из них не могла полностью объяснить все замеченные отклонения. Тогда и родилась достаточно смелая идея: а не встретились ли исследователи с природным ядерным реактором?
      Дальнейшие исследования подтвердили этот необычайный вывод. Оказалось, что около двух миллиардов лет назад в этом урановом месторождении самопроизвольно возникла цепная ядерная реакция. В те давние времена в песчаных урановых рудах случайно создались условия, при которых образовалась критическая масса.
      Нельзя не заметить, что содержание урана-235 в природном уране тогда было гораздо выше, нежели сейчас.
      Возможно, в месторождение попала вода и стала естественным замедлителем. И пошла цепная реакция.
      В глубинах земли заработал природный ядерный реактор и работал в течение миллионов лет. Затем в этом месторождении было обнаружено целое семейство реакторов.
      Позже следы еще одного природного ядерного реактора были найдены в Австралии.
      Много интереснейших тем возникло у ученых в связи с этим открытием. В нем еще не все объяснено до конца, но исследования позволили вывести одно важное следствие: по результатам измерения аномалий на разных расстояниях от центра природного реактора можно судить о том, как далеко распространились от реактора при миграции в почве продукты деления. Почему это важно?
      Ответим на этот вопрос в связи со следующей проблемой атомной энергетики, о которой мы почти не говорили. Ее суть в следующем: методы защиты от ядерных излучений в рудниках, на заводах по переработке топлива, на атомных электростанциях достаточно тщательно отработаны и обеспечивают нормальные и безопасные условия труда работников в атомной промышленности и населения страны. Об1 этих методах говорилось выше. Что же происходит с ядерным топливом после того, как оно отработает в реакторе? Позволю еще раз напомнить читателю о заводах по переработке этих отходов, от которых отделяют невыгоревшие уран-238 и уран-235. Эти радиоактивные продукты деления и вновь образовавшиеся элементы, более тяжелые, чем уран, также источники вредного излучения и многие из них - долгоживущие.
      Пока таких отходов немного, но с ростом масштабов атомной энергетики количество их будет расти: отходы станут накапливаться в заводских хранилищах, и проблема надежной изоляции их станет все громче и громче заявлять о себе.
      Вы, наверное, заметили, что, говоря о радиоактивных отходах, мы употребили новый эпитет - долгоживущие. Что он означает?
      Радиоактивные элементы - это атомы, ядра которых неустойчивы, или, как говорят чаще, нестабильны. Они могут распадаться, переходя в другие элементы. Их распад, то есть переход в стабильное состояние, сопровождается вылетом электрона, ядра гелия (альфа-частицы) или гамма-кванта. Искусственные радиоактивные элементы получаются не только как осколки деления, но и при поглощении стабильными атомами нейтронов. Существуют и определенные закономерности распада во времени радиоактивных элементов.
      Радиоактивный распад - процесс вероятностный.
      Одно ядро может распасться сейчас, а другое через сугки или через тысячу лет. Однако в среднем для большого количества атомов каждый радиоактивный изотоп характеризуется одной вполне определенной величиной вероятности распада. В качестве ее характеристики выбран период полураспада. Это время, за которое распадается половина атомов образца, весьма различно для разных радиоактивных ядер. Для осколков деления оно колеблется от секунд и минут до нескольких лет. А вот для искусственных радиоактивных элементов, которые образуются за счет захвата нейтронов ураном и плутонием, оно может быть очень продолжительным. Например, количество ядер америция-241 в результате радиоактивного распада уменьшится вдвое лишь через семье лишним тысяч лет. Сегодняшний, скажем, 1 грамм радия в процессе полураспада через 1,4 тысячи лет оставит на память о себе всего лишь половину.
      Для захоронения радиоактивных продуктов прибегают к самым различным ухищрениям - закачивают в глубины земли, бетонируют, заключают в многослойные сосуды и хранят их в шахтах, остекловывают. Предлагаются и такие способы, как захоронение во льдах Антарктиды или удаление с помощью ракет за пределы Земли.
      Можно уничтожить радиоактивные элементы тем, что переводить их в стабильные изотопы, облучая нейтронами в самих реакторах.
      Способов вроде много, но проблема пока что остается нерешенной, и только потому, что еще не выбран один из предлагаемых способов. Имея в виду время полураспада, исследователи отыскивают способ" наиболее оптимальный. Особенно важно надежно захоронить долгоживущие трансурановые (располагающиеся в таблице Менделеева после урана) элементы. Ведь даже через десятки тысяч лет их активность будет оставаться высокой. Контейнеры или стеклоблоки, в которых их захоронят, могут разрушиться и прокорродировать. Тогда радиоактивные отходы начнут распространяться в глубоких слоях земли. Далеко ли? Именно такой вопрос ставили перед собой исследователи по природным ядерным реакторам. Осколки деления этих реакторов как будто бы не ушли далеко от места рождения, говорят первые результаты исследований.
      Что же в результате?
      После всего плохого и хорошего, что было сказано о ядерных излучениях, стоит подвести итог. Что же нового, необычного вносят ядерные излучения атомной энергетики в человеческий организм, в человеческую жизнь? И еще один вопрос: сколько дополнительного вредного излучения получит человек в результате расширения масштабов использования атомной энергии?
      Сначала ответим на первый вопрос. Нет и нельзя ожидать ничего нового и необычного. Известно, что со времени своего образования Земля подвергается воздействию космического излучения. Не только в атмосфере, воде, растениях, но и в человеке есть радиоактивные элементы, например, радиоактивный калий-40 и углерод-14. Они образуются в нашем организме под влиянием космического излучения. Ежеминутно в человеческом теле происходит около полумиллиона распадов этих радиоактивных изотопов. При этих распадах все внутренние органы и, конечно, мозг человека облучаются гамма-квантами и электронами.
      Источниками внешнего облучения являются как космическое излучение, так и гамма-лучи естественных радиоактивных веществ, присутствующих в почве, горных породах и строительных материалах.
      Облучение, исходящее из естественных источников, не только продолжается на протяжении нашей жизни, но и существовало на протяжении всей предыдущей эволюции человека как биологического вида. В процессе эволюционного развития и естественного отбора человек "привыкал" к тем уровням излучений, которые существуют в природе. В последнее столетие к естественному излучению прибавилось искусственное, обусловленное деятельностью человека, или, как сейчас говорят, техногенное излучение.
      Какое же соотношение между тем и другим? Передо мной статья "Уровни естественного и техногенного облучения человека", написанная немецким ученым И. Мель. В качестве единицы измерения автор пользуется одной тысячной долей рентгена, точнее, его биологическим эквивалентом миллибэром. В среднем каждый житель ФРГ ежегодно получает за счет естественного облучения 115 миллибэр. Техногенное облучение за счет рентгено- и радиоизотопной диагностики, радиоактивности строительных материалов, радона и т. п. составляет 225 миллибэр.
      Значит, уже сейчас за счет техногенного облучения житель ФРГ получает почти в два раза больше излучения, чем от естественного. А от обоих в сумме 340 миллибэр в год.
      Несколько слов относительно того, насколько опасно такое существенное повышение уровня облучения.
      Вполне очевидно, что для человека такое повышение не безразлично. Но известно, например, что уровни естественного радиационного облучения в разных районах Земли существенно различны. Так, в Индии около 100 тысяч жителей постоянно проживают на месторождениях монацитовых песков, где максимальная доза почти в десять раз больше, чем в ФРГ. Доза облучения от космического излучения при подъеме на высоту трех тысяч метров возрастает на 100 миллибэр, то есть почти на одну треть по сравнению с облучением на равнине.
      Тем не менее ничего катастрофического с горными жителями не происходит. Эти и другие многочисленные факты говорят о том, что колебание уровня излучения в определенных пределах по сравнению со средним уровнем излучения на Земле не оказывает пагубного влияния на жизнь людей.
      А, скажем, за счет излучения, инициируемого атомными электрическими станциями ФРГ, если их мощность достигнет 20 миллионов киловатт, каждый житель получит всего 0,25 миллибара. Видно, что по сравнению стой дозой излучения, которую человек уже получает, эта добавка невелика - не более одной десятой процента. Даже полеты на реактивном самолете или просмотры передачи телевизора могут дать большую дозу.
      Вклад атомных электростанций в облучение человека незначителен.
      Конечно, собственно атомные электростанции или другие атомные энергетические установки, скажем, атомные реакторы на ледоколах или атомные реакторы, вырабатывающие тепло для коммунальных нужд, не единственные источники радиоактивного излучения в атомной энергетике. Ведь это только одно, хотя и самое главное, звено всего топливного цикла атомной энергетики.
      Для того чтобы работали ядерные реакторы, в шахтах должна быть добыта руда, содержащая уран. Ее наобходимо переработать, выделив из нее окислы урана.
      В этих рудах за миллиарды лет существования в результате радиоактивного распада ядер накопились различные радиоактивные элементы. По этой причине все работы по добыче и переработке организованы таким образом, чтобы минимальным было облучение как профессиональных работников, так и окружающего населения.
      Еще одно звено топливного цикла атомной энергетики - заводы по переработке ядерного топлива после выгрузки из реактора. Разработанные и осуществленные системы защиты предотвращают попадание освобождающихся при переработке топлива радиоактивных элементов в окружающую среду.
      Наконец, завершающий этап топливного цикла - захоронение радиоактивных отходов. О нем мы уже говорили.
      Итак, вклад атомных электростанций и других предприятий топливного цикла в облучение человека пренебрежимо мал. Важно, чтобы он остался таким же малым я в будущем.
      Многочисленные исследования и разработки в области топливного цикла атомной энергетики и совершенствования атомных энергегических установок направлены именно на то, чтобы при еще более масштабном развитии атомной энергетики облучение людей существенно не возрастало.
      ТОПЛИВО РОЖДАЕТСЯ В ТОПКЕ
      В неистовстве все знать,
      все взвесить, все измерить
      Проходит человек по лесу
      естества
      Сквозь тернии кустов, все дальше.
      Время
      верить,
      Что он найдет свои всемирные
      права.
      Э. Верхарн
      Современные ядерные реакторы, например с водяным теплоносителем и замедлителем, слишком неразумно расходуют ядерное топливо. Из каждых ста килограммов урана рационально используется лишь один, то есть один процент. А нельзя ли заставить и остальные 99 килограммов отдать скрытую в них энергию, загрузив их снова в реактор?
      Практически это невозможно. Если перегоревшее топливо очистить от осколков, извлечь из него новый образовавшийся, также делящийся элемент плутоний и вновь загрузить в реактор, то количество полезно использованного топлива можно довести не более чем до полутора килограммов. В тепловых реакторах другого типа количество это может быть увеличено, но ненамного. Разрабатываются методы повышения эффективности использования урана в 4-5 раз. Однако и этого мало, очень мало. И невольно возникает вопрос: надолго ли хватит человечеству уже разведанного ядерного топлива и того, о котором мы еще ничего не знаем?
      Более тридцати лет назад над этой проблемой задумался А. Лейпунский, известный ученый, работавший р физико-энергетическом институте города Обнинска.
      В ту пору он занимался реакторами на быстрых нейтронах. Вот что вспоминает А. Блохинцев, тогдашний директор этого института. "Как-то, рассказывает он,,- когда мы ехали в Обнинск, Лейпунский сказал: кажется, мне становится ясным, почему могут быть полезными реакторы на быстрых нейтронах. Именно тогда у Александра Ильича родилась идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего - создании новых делящихся элементов в активной зоне реактора".
      Чудо Каспия
      В 1973 году на берегу Каспийского моря - в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном электроэнергией и пресной водой, заработала атомная энергетическая установка необычного типа: она могла производить два продукта, имеющих огромное значение для жителей города Шевченко, расположенного в пустынной местности полуострова Мангышлак, электроэнергию и пресную воду. Ноне менее ценным продуктом, который может производиться этой установкой, названной БН-350, является плутоний. БН-350 расшифровывается так: Б - быстрый, то есть работающий на быстрых нейтронах; Н - натрий (в качестве теплоносителя здесь служит натрий), а 350 - условный показатель электрической мощности, которую можно было бы получить, если бы вся мощность установки превращалась в электроэнергию. На самом деле на установке вырабатывается только Г50 мВт электроэнергии. Остальная энергия тратится на производство 120 тысяч тонн пресной воды в сутки.
      Во всех отношениях ввод в действие реактора на быстрых нейтронах был большим достижением советской атомной энергетики и вызвал значительный интерес у зарубежных энергетиков-атомников.
      Откровенно говоря, мы в этом успехе не видели никакой сенсации по той простой причине, что работы по реактору на быстрых нейтронах велись давно в нашей стране. Ранее была собрана и исследована целая серия таких экспериментальных установок. Прежде чем приступили к сооружению БН-350 на Мангышлаке, в физико-энергетическом институте под руководством А. Лейпунского были построены реакторы малой мощности, а пятью годами ранее в научно-исследовательском институте атомных реакторов Димитровграда был пущен реактор БОР-60, тепловая мощность которого составляет 60 тысяч киловатт.
      Несколько реакторов на быстрых нейтронах исследовалисьво Франции, в США и в ФРГ. И все же ввод в строй промышленного реактора был большим достижением ученых СССР, за успехами и неудачами в его работе внимательно следили не только наши конструкторы и физики, но и многие специалисты за рубежом.
      Да это и понятно, ведь конструкция существенно отличалась от привычных схем. Чем именно? А тем, что главной задачей БН-350 было не только производство электроэнергии и пресной воды, что само по себе чрезвычайно важно, а и создание нового вида топлива.
      Представьте себе такую картину: в реакторе сжигается ядерное горючее и одновременно создается новое в количестве, превышающем прежнее. Топливо размножается! Разве это не удивительно? Сгорев, оно возникает вновь! Поэтому реактор БН-350 стал называться размножителем на быстрых нейтронах. Как и в других реакторах на тепловых нейтронах, новое делящееся вещество плутоний-239 образуется при поглощении нейтронов ураном-238. Но здесь процесс образования нового делящегося элемента идет значительно интенсивнее. Так, если при делении плутония в тепловых реакторах вылетает 2,5 свободных нейтрона, то иная картина наблюдается в реакторе-размножителе, где образуется уже 3 свободных нейтрона.
      Казалось бы, разница настолько незначительная, что о ней не стоит и говорить, тем более что половинок нейтрона нет. Это только средняя величина, принятая для большого количества делений.
      Из рожденных трех нейтронов один нужен для того, чтобы вновь произвести деление ядра, ведь реакция цепная и не должна затухать. Если один из двух оставшихся нейтронов поглотится ядром урана-238, то будет образовано ядро плутония и таким образом осуществится воспроизводство горючего, так как на каждое сгоревшее ядро будет произведено одно новое, делящееся. При таком условии реактор может работать бесконечно долго, потребляя только уран-238. Но такое воспроизводство еще простое, а перед нами стоит задача добиться воспроизводства расширенного, значит, нужно добыть дополнительно еще одно ядро плутония, чтобы можно было запускать в работу новые реакторы. У нас в запасе есть еще один неиспользованный нейтрон. Вот с его помощью из урана-238 и можно получить дополнительный плутоний.
      К сожалению, часть таких нейтронов либо улетает из реактора, либо поглощается в различных конструкционных материалах. На это в зависимости от устройства реактора уходит от 0,3 до 0,6 нейтрона. Зато оставшиеся 0,4-0,7 поглощаются ураном-238, производя плутоний. Вот и получается, что каждое сгоревшее в реакторе ядро плутония оборачивается 1,4-1,7 НОВЕЛИ, делящимися ядрами. Так выглядит расширенное воспроизводство ядерного горючего.
      Делящийся элемент создается из урана-238, а его в природе по сравнению с ураном-235 в 140 раз больше.
      Да и получение последнего связано с огромными затратами.
      Принципиальная схема расширенного воспроизводства теперь нам, наверное, понятна. Вопрос в том, каким образом наиболее эффективно осуществить его в реакторе.
      Первое решение было неожиданным: активную зону реактора стали охлаждать натрием. Несмотря на то, что натрий сильно окисляется на воздухе и настолько активно взаимодействует с водой, что такая реакция протекает на грани взрыва, все же именно этот теплоноситель выбрали для охлаждения реакторов вначале в СССР, а затем и во всех зарубежных установках. Уж очень привлекательными оказались его свойства. Высокая теплоемкость позволяла сократить его расход и снизить скорость потока, прокачиваемого через активную зону. Высокая теплопроводность его обеспечивала хороший отвод тепла от тепловыделяющих элементов. Его температура кипения и плавления при атмосферном давлении находилась в подходящем диапазоне. Но самым главным и определяющим достоинством, сыгравшим решающую роль при выборе его в качестве охладителя, был достаточно большой его атомный вес 23. Ведь для реактора-размножителя, работающего на быстрых нейтронах, важно отсутствие в его составе вещества с легкими ядрами, эффективно замедляющего нейтроны, иначе часть их будет производить деление плутония уже тепловыми нейтронами, а это весьма нежелательно, так как ухудшает воспроизводство топлива. Нельзя проходить мимо другого факта: при замедлении нейтрона существенно увеличивается и их вредное поглощение.
      Как раз те избыточные нейтроны, которые могли быть использованы для получения плутония, исчезают, не принося пользы. Конечно, полностью исключить замедление нейтронов невозможно. Но с увеличением атомного веса элементов, используемых в активной зоне, оно существенно уменьшается.
      Для снижения потерь нейтронов используется ряд приемов. Активная зона реактора состоит из 200 так называемых топливных сборок. В каждой сборке находится 170 тепловыделяющих элементов, охлаждаемых потоком натрия. Сборки шестигранной формы. Установлены они впритык одна к другой так, что диаметр активной зоны оказывается равным полутора метрам, а его высота метру. При таком небольшом размере активной зоны из нее вылетает очень большое количество нейтронов, которые могут бесполезно теряться. Чтобы их сохранить, активную зону реактора окружают еще двумя-тремя рядами "кассет" с тепловыделяющими элементами. В -них, правда, нет делящегося топлива, а есть только уран-238, представляющий собой сырье для получения делящихся элементов. В нем и поглощаются нейтроны, вылетающие из активной зоны. При этом создается плутоний. Экраны из того же урана размещены и на торцевых поверхностях цилиндрической активной зоны. Их назначение - также улавливать нейтроны, вылетающие из активной зоны.
      Реактор БН-350 при работе в режиме размножения может взамен каждого сожженного в нем килограмма плутония производить из урана-238 полтора килограмма нового плутония. Это достаточно хороший показатель воспроизводства топлива, но пока, к сожалению, только расчетный. На самом деле ь активную зону реактора вместе с ураном-238 пока загружается не плутоний (работа с ним связана с некоторыми сложностями, о которых расскажем несколько позже), а дорогостоящий уран-235. Но поскольку главная задача теперешнего этапа развития реакторов на быстрых нейтронах - это создание атомной станции, конструктивно надежной и работоспособной, эти вопросы могут быть отработаны и с активной зоной, в которую загружен не плутоний, а уран-235. В этом случае воспроизводство топлива, конечно, ухудшается, так как при делении из него вылетает нейтронов меньше, чем при делении плутония. Однако условия работы всего оборудования практически остаются такими, словно в активной зоне вместе с ураном-238 загружен плутоний.
      Есть еще одна характеристика реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, сильно влияющая на его конструкцию. Создать атомный реактор, в котором каждый сгоревший килограмм загруженного горючего оборачивался бы, скажем, полутора килограммами нового искусственного элемента, дело, кажется, совсем нехитрое. Можно добиться и большего: не полутора, а почти двух килограммов. Это будет очень простой реактор.
      Весь вопрос в том, когда мы потребуем от него отдачи, через какое время будут необходимы эти новые полтора килограмма топлива взамен ранее заложенного килограмма. От этого зависит и конструкция реактора, и сложности, которые предстоит преодолевать при его создании и эксплуатации. Понятно, что темпы наработки нового горючего будут определяться и тем, как должна развиваться вся энергетика вообще и атомная энергетика в частности.
      Это один из немногих случаев, когда конструкция установки, требования к ней самым прямым образом определяются темпами развития и стоуктурой энергетики.
      Темпы. Темпы, Темпы
      Если обратиться к прогнозируемым темпам развития мировой энергетики на ближайшие 40-50 лет, то мы увидим, что и тут существуют самые различные мнения.
      Одни считают, что в этом периоде и в будущие десятилетия прирост энергетических мощностей станет очень небольшим, а, возможно, к концу этого периода вообще затормозится. Другие вообще предполагают слабое изменение темпов развития. Ориентируясь на средний прирост экономики и национального дохода в 3-4 процента, большинство считает, что примерно такими темпами и начнет развиваться энергетика. При ежегодном ее росте в 3 процента каждые 25 лет энерговыработка будет удваиваться.
      Но нас сейчас интересует атомная энергетика, так как именно темпы ее развития будут определять требования, предъявляемые к ядерным реакторам-размножителям на быстрых нейтронах. При заданном росте всей энергетики развитие атомной будет зависеть от того, какая ей отведена в будущем роль, от того, какую долю займет она через несколько десятков лет. Однако эта доля зависит от столь многих факторов, что трудно ее определить. Действительно, нужно, например, знать, как будет развиваться солнечная энергетика или какие успехи будут достигнуты в переработке нефти, сланцев, угля и других полезных ископаемых в новые высококачественные виды топлива. Не менее важно, наконец, предвидеть, насколько успешно будет решена топливная проблема самой атомной энергетики. С учетом этих и ряда других факторов считают, что через 40-50 лет ее доля в общем энергетическом балансе страны может составить от 30 до 50 процентов. Чтобы развиться до такого масштаба, ежегодный прирост мощностей атомной энергетики должен составлять в среднем около 10 процентов. Это очень большая величина (вспомните: темп развития всей энергетики - 3 процента). А время, на протяжении которого мощности атомно-энергетических станций должны удваиваться, составит около 7 лет.
      Представляется, что в первый период развития темпы должны быть еще более высокими - доходить до 15 процентов. Это означает, что через 20-25 лет развитие атомной энергетики может несколько замедляться и время удвоения мощностей увеличится примерно на 3 года, то есть составит около
      10 лет.
      Именно эта величина и нужна для того, чтобы определить требования к темпам расширенного воспроизводства в реакторах-размножителях ядерного топлива. Если сегодня в него заложена, например, тысяча килограммов, то через 10 лет он должен будет наработать дополнительно еще тысячу килограммов. Этого нового горючего как раз хватит для того, чтобы запустить через 10 лет еще один реактор, чем и удвоится мощность. Если исходить из сказанного, время удвоения загрузки быстрого реактора должно составлять 10 лет. В действительности требования, предъявляемые к реакторам, по скорости размножения горючего более жесткие и время удвоения загрузки делящегося ядерного горючего должно быть существенно менее 10 лет. Чем это вызвано?