— Но ведь создание реактора с таким малым временем удвоения сложнейшая техническая задача.

Кроме того, если такой реактор и удастся создать, то он будет очень дорого стоить, — парировали зарубежные ученые.

Конечно, это так, — отвечали ученые Советского Союза, — но ведь реактор с большим временем удвоения загрузки не может решить топливной проблемы самой ядерной энергетики.

— Возможно, но зато он будет более дешевым и экономичным, чем реакторы на тепловых нейтронах, — стояли на своем зарубежные ученые.

Примерно в таком духе шла дискуссия о путях развития быстрых реакторов. Ее корни в проблемах, которые нужно решить, чтобы существенным образом интенсифицировать процесс наработки нового горючего.

Одно только перечисление этих проблем заняло бы много времени. Поэтому лучше остановиться на некоторых из них.

Для быстрейшего получения из каждого килограмма загруженного в реактор топлива, скажем, полутора килограммов нового, очевидно, нужно, чтобы этот килограмм как можно скорее сгорел. А это означает, что должна быть увеличена мощность каждого тепловыделяющего элемента, в котором и заключено горючее.

С увеличением же мощности повышается и его температура. А это уже проблема. Ведь нужны материалы, способные длительное время работать при высокой температуре в 700–800 градусов в условиях нейтронного облучения и больших механических нагрузок (давление газов внутри твэла будет достигать нескольких десятков атмосфер).

Для отвода такого большого количества энергии нужно увеличить количество натрия, охлаждающего твэлы.

Самое простое решение — раздвинуть их и увеличить проходное сечение для натрия. Однако делать этого нельзя, так как нейтроны так замедлятся, что понизится воспроизводство горючего.

Можно идти и другим путем: поднять скорость течения натрия, не увеличивая проходного сечения. Но тогда возникает новая проблема усиливается эрозия поверхностей тепловыделяющих элементов и их вибрация.

Вдобавок при быстром выгорании ядерного горючего нужно очень часто менять топливные кассеты, заменяя их другими со свежим топливом. А каждая замена — это остановка реактора и потеря драгоценного времени.

Так возникает новая задача — необходимость создать устройства, позволяющие без задержек производить замену топлива.

Нужно сказать, что трудности не кончаются его извлечением из реактора. Топливный цикл может быть завершен, как уже говорилось раньше, очисткой извлеченного топлива от осколков деления, выделения из него плутония, изготовления новых тепловыделяющих элементов. Только после всех этих процессов вторичное топливо разрешается загрузить в тот же самый или во вновь построенный реактор. Только после этого можно сказать, что создано дополнительное топливо. Задача, следовательно, состоит еще и в том, чтобы сократить время, затрачиваемое на переработку извлеченных твэлов и изготовление новых. А сделать это тоже непросто уже потому, что топливо, извлеченное из реактора, нельзя сразу направить на завод по переработке, так как в тепловыделяющих элементах из осколков продолжает выделяться много энергии. Вот и приходится выжидать несколько месяцев — срок, необходимый для того, чтобы ослабло их излучение и их можно было транспортировать. Да и на заводе по переработке сильное излучение твэлов также очень затрудняет проведение процесса отделения плутония.

По-видимому, этого перечисления уже достаточно, чтобы дать себе отчет в том, что проблема создания реактора с малым временем удвоения загрузки горючего требует много времени, сил и средств. Кроме того, созданный реактор будет стоить дороже того, к которому не предъявлялись специальные требования по времени удвоения загрузки.

Вокруг этих сложностей и дискутировали советские и зарубежные ученые, решая вопрос, на чем следует остановиться? Либо делать реактор для сегодняшнего дня с малоинтенсивной наработкой горючего, но зато более дешевый, чем реактор на быстрых нейтронах, и, конечно, неспособный коренным образом решить топливную проблему самой ядерной энергетики, хотя в ближайшее десятилетие он сможет успешно конкурировать по дешевизне энергии с тепловыми реакторами. Либо стать на другой путь, более тяжелый и более долгий.

В его конце реактор значительно совершеннее и дороже других, но с интенсивной наработкой горючего (малым временем удвоения загрузки), пригодный для более успешного решения топливной проблемы самой ядерной энергетики будущего.

Мы намеренно несколько поляризовали точки зрения специалистов на проблему определения времени удвоения загрузки и на вопрос, о чем нужно больше заботиться — о сегодняшнем дне или о завтрашнем.

Нужно сказать, что спустя всего пять лет часть американских специалистов несколько поменяла свою точку зрения. Если ранее они считали необходимой величиной времени удвоения 15–20 лет, то в 1973 году специальная комиссия ученых США под руководством физика Г. Бете заявила: чтобы реакторы-размножители могли действительно сыграть свою роль в атомной энергетике будущего, время удвоения должно бить меньше 10 лет.

Это уже значительный шаг вперед навстречу позиции советских специалистов, считавших необходимым временем удвоения 5–6 лет.

Конечно, на пути создания таких реакторов-размножителей придется пройти несколько этапов. Реактор БН-350, с которого был начат рассказ, только первый этап. Время удвоения в нем, если был бы загружен плутоний, составило бы 15–20 лет. Но уже следующий реактор этого типа БН-600 имеет меньшее время удвоения — 12 лет, а у проектируемого еще большего реактора БН-1600 эта величина будет равна 8–9 годам.

И у нас и за рубежом разработаны проекты реакторов-размножителей с еще большей интенсификацией процесса воспроизводства горючего. Это реакторы-размножители на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением. Своим преимуществом они обязаны гелию.

В отличие от натрия гелий практически не поглощает нейтроны. А ведь в реакторе-размножителе каждый нейтрон на счету. Отвоеванный у вредных поглотителей, он в конце концов поглощается в делящихся ядрах с выделением энергии или, попав в ядро урана-238, производит ядро нового горючего плутония.

Реактор с гелиевым теплоносителем обеспечивает лучшее расширенное воспроизводство еще и потому, что в объеме активной зоны такого реактора меньше атомов теплоносителя, замедляющих нейтроны. А это очень важно. Ведь реакторы-размножители потому и обеспечивают хорошее расширенное воспроизводство ядерного горючего, что работают они на быстрых нейтронах. Значит, чем меньше в активной зоне ядер теплоносителя, рассеивающих и замедляющих нейтроны, тем более быстрыми будут нейтроны, тем больше будет получаться в реакторе дополнительного ядерного горючего — плутония. С помощью таких реакторов специалисты надеются довести время удвоения загрузки до 5–6 лет.

Создание эффективных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах обеспечивает для атомной энергетики практически безграничные ресурсы ядерного топлива. Это происходит по двум причинам.

Во-первых, гораздо эффективнее (в 20–30 раз) начинает использоваться ядерное горючее в самом реакторе.

Во-вторых, и это особенно важно, в ядерный топливный цикл могут быть эффективно и экономично вовлечены громадные запасы урана, растворенного в морской воде. Эти запасы почти в миллион раз превышают залежи достаточно дешевого урана на суше, в рудных месторождениях.

Почему же уран, растворенный в морской воде, нельзя использовать в уже существующих реакторах на тепловых нейтронах? Дело в том, что при известных сейчас методах извлечения урана из морской воды, он стоит в несколько раз дороже урана, добываемого на суше из рудных месторождений. Тепловые реакторы не могут позволить себе использовать такой дорогой уран — они будут тогда неэкономичны.

Для хороших, быстрых реакторов-размножителей этой проблемы практически не возникает, поскольку они используют уран в 20–30 раз эффективнее и, значит, для них можно покупать его по повышенным ценам.

Следовательно, при создании эффективно работающих реакторов-размножителей на быстрых нейтронах атомная энергетика сможет обеспечить себя достаточным количеством ядерного горючего и сыграть главную роль в решении энергетической проблемы.