Каково будущее атомной энергетики?

Прежде чем отвечать на поставленный вопрос, вероятно, нелишне будет напомнить читателю о принципах работы атомной электростанции (АЭС) и ее устройстве.

Одним из крупнейших достижений науки в XX в. является освобождение и использование атомной энергии для нужд человечества. Это великое открытие, к сожалению, было прежде всего использовано в военных целях (вспомним о взрывах американских атомных бомб 6 и 9 августа 1945 г. над японскими городами Хиросимой и Нагасаки) и только позднее в мирных.

Современная атомная энергетика зиждется на экспериментально установленном факте деления тяжелых ядер элементов (урана, плутония, тория) в результате попадания в ядро нейтрона, благодаря чему развивается цепная реакция с выделением огромного количества энергии (тепла).

Интересно отметить, что один из трех названных элементов - плутоний - практически на Земле не встречается (Точнее сказать, встречается на Земле в ничтожно малых количествах в урановых рудах). Это не помешало, однако, добытому в ядерных реакторах плутонию, ²³⁹Рu, стать наряду с ураном важнейшим ядерным топливом.

Важно заметить, что масса тяжелого ядра (урана, плутония или тория) до ядерной реакции несколько больше суммы, масс, получаемых в результате реакции продуктов реакции, т. е. мы имеем здесь дело с так называемым дефектом массы - явлением, связанным с огромным энерговыделением.

Забегая несколько вперед, скажем, что ядерные реакции с огромным энерговыделением могут происходить и в результате синтеза ядер элементов, обладающих малым атомным весом, например изотопов водорода - дейтерия и трития. Но это уже термоядерная реакция, о которой речь пойдет ниже

Существенно отметить, что число нейтронов, являющихся истинными инициаторами реакции деления тяжелых ядер, в результате реакции увеличивается, во всяком случае оно больше единицы. Это и создает возможность цепной реакции.

В настоящее время в качестве ядерного топлива в реакции деления ядер используются обогащенный природный уран и искусственно полученный плутоний. Что касается тория, то он пока не получил применения в ядерной энергетике, хотя его запасы, по-видимому, больше, чем урана, и многие специалисты рассматривают торий как перспективное ядерное топливо.

Природный металлический уран состоит в основном из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U (Изотопы - разновидности одного и того же элемента, отличающиеся друг от друга только числом нейтронов в ядре атома, так называемой массой атомов; химические свойства изотопов одинаковы; различают устойчивые (стабильные) изотопы и радиоактивные). Первого в природном уране всего лишь около 0,7%, а второго - примерно 99,3%. Несмотря на это, главную роль в энергетике пока что играет ^23SU, ядро которого в случае попадания в него, как уже говорилось выше, так называемого замедленного, или теплового, нейтрона делится с выделением огромного количества энергии (тепла) и испусканием двух или трех нейтронов (в среднем 2,46 нейтрона).

Если происходит деление 1 кг ²³⁵U, то выделяется 1,9-10¹⁰ ккал, или 2,22x10⁷ кВт-ч тепла. Поскольку при сжигании 1 кг тут выделяется 7000 ккал тепла, 1 кг 235U энергетически эквивалентен 2,7x10⁶ кг тут. Другими словами, 1 кг ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7 тут. Следовательно, для АЭС мощностью 1 млн. кВт потребуется в сутки с учетом реальных потерь не 7100 т условного топлива (7 100 тут), а только 3 кг ²³⁵U.

Но, как уже говорилось, в природном уране содержится только 0,7% ²³⁵U. Читатель вправе спросить: можно ли использовать ²³⁸U, которого в природном уране находится ни много ни мало 99,3%.

Оказывается, можно. Но сделать это не так просто. В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» нейтронов: так называемыми быстрыми, обладающими большей энергией, возникающими в результате ядерной реакции, например при делении ядра урана, и нейтронами, именуемыми замедленными, энергия которых приблизительно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов. Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, используя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая (вода Тяжелая вода - изотопная разновидность воды, в молекулу которой входят тяжелые изотопы водорода. Наиболее известна тяжелая вода D₂O, где D - дейтерий, изотоп водорода.) и графит.

Замедление быстрых нейтронов происходит в результате их столкновения с ядрами замедлителя. Этот процесс, применяемый сегодня в ядерной энергетике, связан с потерей нейтронов: некоторые нейтроны не только замедляются, но и поглощаются замедлителем. Следствием этого является необходимость дополнительного количества ²³⁵U или ²³⁹Рu.

В случае когда реактор работает на замедленных, тепловых нейтронах, т. е. когда полученные в результате ядерной реакции быстрые нейтроны специально замедляются, все имеющееся количество ²³⁵U (т. е. только 0,7% природного урана) участвует в реакции. Что касается главного ингредиента природного урана ²³⁸U, то в ядерной реакции с замедленными нейтронами используется лишь небольшая часть его - около 1%, или около 10 кг на 1 т природного урана. Таким образом, из 1 т природного (необогащенного) урана полезно используется только 0,7 кг (100%) ²³⁵U и 1 кг (приблизительно 1%) ²³⁸U. При этом сначала происходит преобладание ²³⁸U и ²³⁹Рu, а этот последний, подобно ²³⁵U, используется полезно.

В случае же использования природного урана в реакторе на быстрых нейтронах в принципе может быть использован весь природный уран, и ²³⁸U и ²³⁵U, причем ²³⁸U сначала превращается в ²³⁹Рu.

У читателя, естественно, может возникнуть вопрос: какой смысл превращать быстрые нейтроны с помощью замедлителя в тепловые, когда в результате такого превращения происходит резкое снижение использования природного урана (с возможных в принципе 100% до величины порядка всего лишь 2%)?

Все дело заключается в том, что использование быстрых нейтронов, а делается это в специальном реакторе-размножителе (бридере) до сих пор связано со значительными трудностями.

Одна из этих трудностей заключается в том, что необходимо устранить возможность соприкосновения быстрых нейтронов с веществами, активно их поглощающими или замедляющими. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах нельзя в качестве теплоносителя применять воду. Приходится вместо воды применять жидкий натрий. Это технически вполне возможное решение, конечно, осложняет задачу.

Ряд элементов реактора должен длительно находиться в плотном нейтронном потоке. Это выдвигает новые задачи материаловедческого характера. Дело в том, что под воздействием интенсивного нейтронного потока снижается прочность многих конструкционных материалов и изменяются их некоторые другие свойства. Это происходит потому, что при облучении быстрыми нейтронами атомы конструкционных материалов могут выбиваться из их фиксированных положений в кристаллической решетке. Нельзя сказать, что все названные и некоторые другие здесь не названные проблемы уже решены.

Но может быть, еще более сложной проблемой, носящей не столько научно-технический, сколько экономический характер, является необходимость создания параллельно с широким строительством реакторов на быстрых нейтронах заводов нужной производительности для выделения плутония, для переработки ядерного топлива. Можно предполагать, что такого рода предприятия будут стоить недешево, особенно учитывая высокую радиоактивность материала, с которым придется иметь дело.

Есть и еще одно важное обстоятельство. Имеется в виду коэффициент воспроизводства ядерного топлива, т. е. отношение количества вновь образовавшегося из урана ²³⁸U плутония ²³⁹Рu к количеству израсходованного для этого первоначально ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹Ри. Оказывается, что в качестве исходного ядерного топлива выгоднее использовать ²³⁹Рu, а не 235U. Это объясняется тем, что при делении ядра ²³⁹Ри выделяется больше нейтронов, чем при делении ядра ²³⁵U (в среднем в первом случае - 3,0, во втором - 2,46).

Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония - порядка 1 т. А единственным источником его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония практически нет). Отсюда следует еще одно важное требование к реакторам-размножителям: быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначальной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения первоначальной загрузки плутония не превышало 10-12 лет. Это тоже не простая задача.

Таким образом, из всего сказанного следует, что могут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения лучшего использования природного урана. Наконец, выяснено, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная техника менее к нему подготовлена. В настоящее время преимущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах. Мы рассмотрим кратко устройство обоих типов реакторов.

Начнем с реактора на тепловых нейтронах. Как уже известно читателю, появляющиеся в результате реакции быстрые нейтроны в этом типе ядерного реактора должны быть замедлены. Для этого можно использовать, как уже говорилось, один из трех видов замедлителей: обычную воду, тяжелую воду и графит. Как замедлитель наиболее эффективна обычная вода, затем тяжелая вода и, наконец, графит. Но есть еще один важный показатель - поглощение нейтронов. Меньше всех из названных замедлителей нейтроны поглощает тяжелая вода, затем графит и, наконец, обычная вода.

Именно поэтому, используя в качестве замедлителя графит или обычную воду, природный уран приходится обогащать изотопом ²³⁵U до 3 - 4% (вместо природных 0,7%). Если бы в качестве замедлителя использовалась тяжелая вода, обогащать природный уран не было бы необходимости.

По ряду причин в качестве замедлителя (а также теплоносителя) чаще всего используют обычную воду.

Читателю уже известно, что ядро урана ²³⁵U (а также и ядро ²³⁹Рu) делится при попадании одного нейтрона. В процессе деления ядра ²³⁵U образуется в среднем 2,46 нейтрона. Что с ними происходит дальше? Один нейтрон (или около 40% от 2,46) расходуется по прямому назначению - попадает в ядро ²³⁵U и делает реакцию цепной. Не менее 50% нейтронов поглощается замедлителем. ²³⁸U и конструкционными материалами.

Вследствие этого нельзя допускать, чтобы потеря (утечка) нейтронов превышала 10%. В противном случае цепная реакция не состоится.

На все подобного рода рассуждения большое влияние оказывает так называемый геометрический фактор. Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Например, для клуба с гранями 2 м отношение поверхности к объему составляет

а для куба с гранями 1 м -

Эта простая истина имеет в технике большое значение, в частности, для рассматриваемой нами цепной ядерной реакции.

Чем больше объем, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, конечно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная, например, в процентах к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превращает максимально допустимой (в нашем случае 10%) и, значит, возможна цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная реакция протекать не будет.

В этом, кстати говоря, заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, например ²³⁹Рu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его - критическую массу, начнется цепная саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.

Читатель может спросить: почему же не происходит взрыв в реакторе АЭС?

Потому, что при взрыве атомной бомбы происходит неуправляемая ядерная реакция, в то время как ядерная реакция в реакторе АЭС является управляемой.

Каким путем, может спросить читатель, производится управление ядерной реакцией, протекающей в реакторе АЭС?

Для этого в ядерном реакторе имеются так называемые компенсирующие стержни, сделанные из материала, активно поглощающего нейтроны, например из карбида бора. Для усиления ядерной реакции нужно несколько извлечь компенсирующие (управляющие) стержни из зоны, в которой протекает ядерная реакция. И наоборот, для ее ослабления требуется управляющие стержни несколько погрузить в эту зону. Так происходит управление ядерным реактором. С помощью компенсирующих стержней можно достигнуть установившегося режима работы реактора, т. е. работы реактора с постоянной мощностью.

Итак, о реакторе на замедленных, тепловых нейтронах. Эти реакторы получили широкое распространение и являются сегодня основой атомной энергетики всех стран мира. Тех, разумеется, в которых атомная энергетика существует.

Очевидно, что в реакторах на тепловых нейтронах должны быть в качестве основных ингредиентов ядерное топливо, замедлитель нейтронов и теплоноситель. Объем, в котором находятся ядерное топливо и замедлитель, именуется активной зоной реактора. Ее по справедливости можно назвать сердцем реактора. Здесь протекают самые главные реакторные процессы: ядерные реакции, сопровождающиеся огромным выделением тепла, замедление образовавшихся в ядерных реакциях быстрых нейтронов и «превращение» их в тепловые нейтроны, а также передача тепла - одного из продуктов ядерной реакции - теплоносителю.

Находящееся в активной зоне реактора ядерное топливо размещается в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), каждый из которых состоит из сердечника и оболочки. Сердечник представляет собой ядерное топливо, которое может быть в виде чистого металлического урана или плутония (²³⁵U или ²³⁹Рu), сплавов этих металлов с алюминием, цирконием, хромом или висмутом, в виде керамических изделий (окислов или карбидов). В сердечнике ТВЭЛа обычно бывает, так сказать. «сырьевое» ядерное вещество ²³⁸U или ²³²Тh. Форма ТВЭЛа обычно цилиндрическая.

Так как оболочка ТВЭЛа должна быть герметичной, надежно отделять сердечник от теплоносителя, то к ней предъявляются очень высокие требования. Материал, из которого выполнена оболочка, должен быть высокопрочным, коррозионно стойким, обладать высокой устойчивостью в интенсивном нейтронном потоке. В зависимости от условий работы, в частности от температуры, оболочка может быть выполнена из сплавов алюминия и циркония или графита высокой плотности.

Перед тем как разместить ТВЭЛы в активной зоне реактора, их собирают в специальные пакеты, кассеты и блоки (так называемые сборки). Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны последнюю окружают отражателем нейтронов, обычно представляющим собой то же вещество, что и замедлитель. Вслед за отражателем нейтронов, назначением которого является возврат в активную зону «выскочивших» из нее нейтронов, размещается так называемая биологическая защита, создаваемая от радиоактивных излучений, состоящих как из нейтронов, так и из других частиц.

Главный источник излучения - активная зона реактора, также конструкционные материалы, которые непрерывно подвергаются нейтронной бомбардировке и поглощают при этом нейтроны (так называемое наведенное излучение).

Биологическая защита часто делается из бетона высокого качества и обычно содержит около 10% воды, являющейся, как уже известно читателям, хорошим поглотителем нейтронов. В бетон часто добавляется карбид бора, также хорошо поглощающий нейтроны. Частицы, составляющие радиоактивное излучение, сначала замедляются в результате столкновений с ядрами атомов вещества, составляющего защиту, а затем поглощаются.

Необходимо отметить, что защита, хотя и резко ослабляет радиоактивное излучение реактора, но уничтожить его совсем не может. Реактор - всегда источник радиоактивного излучения. При правильной эксплуатации реактора оно весьма мало. Тем не менее необходимо подчеркнуть, что безопасность - один из важнейших вопросов в атомной технике (в том числе в атомной энергетике). он находится в центре внимания соответствующих специалистов.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение в настоящее время имеют водо-водяные реакторы, в которых обычная вода служит и замедлителем нейтронов, и теплоносителем, уран-графитовые реакторы (замедлитель - графит, теплоноситель - обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель - графит, теплоноситель - газ, часто углекислота), тяжеловодные реакторы (замедлитель -тяжелая вода, теплоноситель - либо тяжелая, либо обычная вода).

В АЭС Советского Союза широкое применение получили водо-водяные реакторы, к описанию которых мы сейчас и перейдем.

На рис. 9 представлена принципиальная схема водо-водяного реактора. Активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) (Толстостенный потому, что давление в нем относительно высокое, обычно 150 - 200 атм). Тепло, выделяемое ТВЭЛами, забирается водой, температура которой значительно повышается.

Рис. 9. Схема устройства водоводяного реактора

На рис, 10 схематически представлены основные элементы АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах - реактор и парогенератор. Схема в данном случае является двухконтурной. Вода, соприкасающаяся в активной зоне реактора с ТВЭЛами и поэтому делающаяся нагретой и радиоактивной, передает тепло в парогенераторе также воде (воде второго контура), но не протекающей через активную зону и вследствие этого не представляющей опасности с точки зрения радиоактивного излучения. Вода второго контура должна в результате перехода тепла от воды первого контура не только стать нагретой, но и быть превращенной в пар.

Рис. 10. Схема устройства водо-водяного реактора и теплообменника - парогенератора

Читатель может задать вопрос: возможно ли испарить воду второго контура за счет тепла воды первого контура?

Оказывается, это вполне возможно и даже весьма просто.

Читателю надо вспомнить, что температура парообразования, т. е, температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Чем выше давление, тем выше и температура парообразования. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) - это как раз обычное давление пара в конденсаторе паросиловой установки (см. рис, 2) - температура парообразования (конденсации) равна 29° С; при давлении 1 ата температура парообразования 99,6° С; при давлении 160 ата - уже 347,3° С. Поэтому, если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают.

Например, в водо-водяном реакторе (ВВЭР) мощностью 1 млн. кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура - 60 ата. Температура парообразования равна соответственно 347,3 и 275,6° С.

Как уже говорилось выше, а теперь это подтверждается приведенными цифрами, давление в реакторе приходится брать высоким. Поэтому, повторяем, активная зона реактора должна быть размещена в толстостенном корпусе, выполненном из высококачественного металла.

На рис. 11 представлена схема АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах. Темной линией на этом рисунке выделены элементы (реактор и парогенератор), свойственные АЭС. Остальное оборудование (паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, водяной насос) в принципе не отличается от оборудования ТЭС (см. рис. 2). Главное различие между ТЭС и АЭС заключается в том, что в схеме последней вместо котла, работающего на органическом топливе, имеется атомный реактор, а также специфический парогенератор. Работа АЭС, представленной на рис. 11, не требует пояснений.

Рис. 11. Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором

Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР) (В других странах их обычно именуют PWR - реакторы с водой под давлением. )получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля составляет около 60%. Конструкция этих реакторов за последние 20 лет не претерпела существенных изменений.

Прежде чем перейти к ответу на ранее поставленный вопрос - каково будущее атомной энергетики, - мы кратко остановимся на устройстве реактора на быстрых нейтронах.

Напомним, что единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, является изотоп урана 235U. Ядра изотопов плутония ²³⁹Рu и урана ²³³U, тоже могущие делиться самопроизвольно, в природе практически не встречаются; они являются творением рук человека. Изотопы урана ²³⁸U и тория ²³²Th имеются в природе в относительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в ²³⁹Рu и ²³³U путем бомбардировки их ядер нейтронами:

Применительно к реактору на быстрых нейтронах (его еще называют реактор-размножитель, или бридер) можно рассматривать 239Ри и 233U как исходное ядерное топливо, a ²³⁸U и ²³²Th - как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо - новые порции ²³⁹Рu и ²³³U.

Следовательно, в реактор-размножитель загружается исходное ядерное топливо (²³⁹Рu или ²³³U) и «атомное сырье» (²³⁸U или ²³²Th). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (²³⁹Рu или ²³³U) в количествах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), отсюда и название - реактор-размножитель.

Не будем забывать, что начало всем описанным ядерным превращениям дает 235U единственное природное первичное ядерное топливо.

На рис. 12 представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, оборудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схемой, включающей реактор на тепловых нейтронах (см. рис. 11), настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной. В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом контуре более радиоактивный, во втором - менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар).

Рис. 12. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах

Около 20-30 лет назад предполагалось, что реакторы-бридеры найдут быстрое распространение, но это предположение не оправдалось. Главными причинами явились замедление реализации атомно-энергетических программ в большинстве стран мира и открытие новых месторождений урана. Следствием этого стало относительное обилие урана.

Можно предполагать, что в дальнейшем (сейчас трудно говорить, когда именно) реакторы на быстрых нейтронах найдут более широкое применение. В настоящее время наиболее передовыми странами на этом напрвлении развития атомной энергетики являются Советский Союз и Франция.

Уместен вопрос: как в целом развивается атомная энергетика?

До последнего времени атомная энергетика развивалась высокими темпами. Это подтверждается следующими данными.

Установленная мощность атомных электростанций в мире, млн. кВт

1975г. 71,3

1980 г. 130,0

1985 г. 245.1

Теперь мы подошли к ответу на вопрос: каково будущее атомной энергетики?

Для ответа на этот вопрос главными являются два показателя: безопасность АЭС и их экономические характеристики в сравнении с ТЭС и ГЭС.

Итак, о безопасности АЭС.

Если бы этот вопрос был задан до того, как произошла авария на Чернобыльской АЭС, а это, как известно, случилось в апреле 1986 г., мы, вероятно, ответили бы на него менее осторожно и ответственно.

Мы не будем здесь подробно останавливаться на Чернобыльской аварии. Читателям, интересующимся подробным описанием этого события, рекомендуем книгу В. Губарева «Зарево над Припятью» (См.: Губарев В. Зарево над Припятью. - М.: Молодая гвардия, 1987). Заметим только, что столь крупной аварии не было до этого в атомной энергетике. Необходимо было приложить громадные усилия для ее ликвидации.

Ученые вынесли свой вердикт: причина аварии - необычайное совпадение самых неблагоприятных факторов и грубые ошибки эксплуатационного персонала.

Разрабатываются меры по повышению безопасности водо-водяных реакторов (ВВЭР), разделяющиеся на два этапа. Первый этап - это усовершенствование теперешних реакторов ВВЭР, направленное на повышение их безопасности. Второй этап - создание второго поколения реакторов ВВЭР, намного более безопасных по сравнению с первым поколением.

Концепция безопасности реакторов ВВЭР второго поколения практически исключает возможность серьезного повреждения активной зоны из-за плавления ядерного топлива или недопустимой скорости выделения энергии. Иначе говоря, вероятность выхода радиоактивных продуктов за пределы защитных барьеров с превышением допустимого уровня облучения и загрязнения окружающей среды не должна превышать 10^-6 - 10^-7 1/реакторхгод, т. е. практически такой случай исключается.

После того как будет проделана вся эта работа, точнее можно будет сказать, какое место займут АЭС среди электростанций других типов. Разумеется, при решении этого вопроса большое значение будут иметь также экономические показатели различных типов электростанций, прежде всего себестоимость киловатт-часа и стоимость установленного киловатта.

Самого серьезного внимания заслуживает, с нашей точки зрения, предложение академика А. Д. Сахарова о строительстве АЭС под землей (См.: Сахаров А. Д. Реакторы должны быть пол землей // Московские новости. - № 7. - 14 февраля. - 1988.). По мнению А. Д. Сахарова, удорожание строительства составит около 20%.

Необходимо еще раз напомнить, что перед тепловыми электростанциями стоят свои сложные задачи экологического характера, в первую очередь ликвидация выбросов в атмосферу окислов серы и азота.