Разговоры о массовом строительстве быстрых реакторов ведутся уже более 60 лет. Срок соизмерим с ожиданиями начала энергичного развития термоядерной энергетики. В этом качестве эти две технологии похожи. В чем причина такого состояния сказать трудно. Но исходя из целевого ориентира – необходимости быстрых реакторов обеспечивать себя топливом, а следовательно, и необходимости организации переработка высокоактивного облученного топлива. По всей ведомости, несмотря на многочисленные заявления специалистов об удачном решении этой задачи, сделать эту технологию достаточно безопасной и пригодной для массовой переработки ОЯТ все же не удается. Потребность постоянной работы в условиях высокой радиоактивности является основным препятствием в решении этой задачи. В области термоядерной энергетики главная проблема заключается в создании условий бесперебойной и устойчивой поддержки работы термоядерной реакции, а по сути – удержания плазмы. По все видимости, надежное решение указанных проблем произойдет несколько позже, чем рассчитывает общественность. Тогда может не стоит говорить и о перспективности этих технологий. Так это или нет, сказать трудно, но пути преодоления указанных трудностей, или, как говорят, альтернативы, есть. Для быстрых реакторов это – создание реакторов-самоедов или реакторов без химической переработки ОЯТ. Для этого надо обеспечить надежную герметичность тепловыделяющих элементов до выгорания тяжелых ядер порядка 30-40%. Это можно сделать как за счет создания новых материалов, обеспечивающих их стойкость при больших выгораниях, так и за с помощью специальных конструктивных решений. При таких больших выгораниях может и не удастся сжечь все сто процентов урана-238, но и 30-40% будет вполне достаточно, для того, чтобы иметь надежную сырьевую базу. В области термоядерной энергетики возможно решить проблему нестабильности плазмы путем замены целевой функции термоядерного реактора, ориентировав его не на производство электроэнергии, а на производство искусственного топлива урана-233 из тория, чтобы в последующем сжигать его в тепловых реакторах. Если термоядерный реактор будет работать в таком режиме, то продукцию, уран-233, можно складировать, и требования к непрерывности удержания плазмы будут несущественны. На единицу мощности термоядерный реактор способен нарабатывать примерно в 10 раз больше топлива по сравнению с быстрым реактором, а, следовательно, и доля таких реакторов в энергетической системе будет небольшая. Сейчас говорить о том, что вопросы, связанные со структурой будущей ядерной энергетической системы решены, наивно и преждевременно. Все еще впереди.
