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 в 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 150 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 исследовались во 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 новыми 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 в 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 структурой 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?
Сейчас около 20 процентов всего добываемого топлива идет на выработку электроэнергии. Треть его уходит на производство коммунального тепла и пара, используемого в различных отраслях промышленности. Несколько менее четвертой части топлива расходуется в металлургии, химии, нефтепереработке и других отраслях промышленности. Транспорт — авиация, автомобили, тепловозы, речные и морские суда — потребляет почти столько же. Через несколько десятков лет эти пропорции, конечно, изменятся. Насколько?
Наиболее очевиден рост электроэнергетики, которая в прошедшие годы развивалась вдвое быстрее, чем вся энергетика. В настоящее время этот процесс несколько замедлился, но тем не менее доля электроэнергии в общем энергетическом балансе неуклонно растет. Можно ожидать, что через несколько десятков лет ее доля достигнет, скажем, 40 процентов.
Подавляющее большинство работающих и строящихся атомных энергетических установок предназначено для выработки именно электроэнергии. Не являются исключением и реакторы-размножители на быстрых нейтронах: их также создают с той же целью. Если АЭС с реакторами-размножителями заняли бы всю электроэнергетику, то есть вытеснили бы из нее электростанции, пользующиеся другими видами топлива, это было бы уже довольно удовлетворительным решением энергетической проблемы. Около 40 процентов энергетики обеспечивалось бы атомной. Впрочем, это невозможно. Во-первых, и через 30, и через 40 лет еще будут существовать гидростанции, а в районах залегания углей продол жат свою работу теплоэлектростанции на этом топливе. Во-вторых, АЭС с реакторами-размножителями могут быть использованы только в базисном режиме работы. Вот что это означает.
Потребление электроэнергии в промышленности и быту очень неравномерно. Зимой она расходуется в большем объеме, нежели в теплое время года. Эта неравномерность характерна и для недельного периода: в субботу и воскресенье потребность в электроэнергии резко падает. Даже в течение суток происходит сильное колебание потребления, отражающееся и на производстве электроэнергии. Существуют так называемые утренние и вечерние пики потребления, как и ночные провалы, когда электроэнергии нужно очень мало. Значит, электростанции в соответствии с приведенными фактами вынуждены вырабатывать электроэнергию неравномерно, а часть из них в периоды малого потребления и вообще останавливаться. Если провести анализ баланса рабочего времени всех электростанций, то окажется, что в среднем они простаивают за год около полугода.
Исходя из этого, разумно строить станции различных типов так, чтобы одни из них работали весь год на постоянной, максимально допустимой для них мощности, — про такие электростанции говорят, что они работают в базисном режиме; другим рекомендовать регулярный режим, при котором мощность то поднимается, то снижается; а третьи в основном простаивают, лишь изредка (утром и вечером) поднимается до максимальной их мощность.
Конечно, бессмысленно заставлять работать в таком режиме АЭС с реактором-размножителем, созданным для быстрейшего создания нового ядерного горючего.
Разве можно ему простаивать! Несколько лучше работа в регулируемом режиме. Но самое идеальное — базисный режим. Постоянная работа реактора на предельной мощности позволит создать максимальное количество горючего за минимально возможное время.
Очевидны и минусы такого подхода. Не более половины вырабатываемой электроэнергии могут производить АЭС с реакторами-размножителями. Это означает, что с их помощью возможно обеспечить примерно одну пятую всей потребности в энергии. Но этого мало.
Надо найти и другие пути, которые привели бы к увеличению доли атомной энергетики. Такие пути есть. Скажем, в очень многих отраслях промышленности и в коммунальном хозяйстве в качестве источника энергии могут служить реакторы не на быстрых, а на тепловых нейтронах. Такие реакторы более дешевы, гибки и неприхотливы в работе. Они, правда, не вырабатывают избыточного горючего, а потребляют поступающее извне. Но горючее это можно взять от реакторов-размножителей.
Конечно, при этом возрастет нагрузка на эти реакторы: им придется нарабатывать ядерного горючего не только для себе подобных, но и для реакторов, работающих на Тепловых нейтронах. Но если каждый реактор-размножитель на быстрых нейтронах обеспечит своей продукцией реактор такой же мощности на тепловых нейтронах, то вклад атомной энергетики в энергетику нашей страны сможет в перспективе подняться до 50 процентов или около того. Однако тогда время удвоения загрузки в реакторах-размножителях придется сократить с 10 лет до 7, а то и до 5 лет. А для этого надо интенсифицировать процесс размножения горючего.
Кто же прав?
Подведем итог. Итак, чтобы решить топливную проблему страны, самой атомной энергетике необходимы реакторы-размножители с малым- временем удвоения загрузки ядерного горючего. Казалось бы, ясная и актуальная задача. По крайней мере такой она видится, исходя из сказанного выше.
Однако не все зарубежные и даже советские атомники разделяют такую точку зрения. В 1968 году в Минске состоялась международная конференция специалистов по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах. Ученые рассказывали о результатах экспериментальных и расчетных работ по теплофизике, нейтронной физике реакторов, об идеях и новых проектах. Все они отлично понимали друг друга, пока не встал вопрос о том, какое время удвоения загрузки должно быть в реакторах-размножителях?
— Вполне очевидно, что оно должно быть примерно 15–20 лет, — говорили немецкие и американские физики.
— Если не удастся уменьшить время удвоения до 5–7 лет, то атомная энергетика не сможет оправдать возложенных на нее надежд, — заявляли советские специалисты.
— 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.