участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, 
освобождая скрытую в них тепловую энергию.
      На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная 
остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, 
интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.
      Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного 
теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем 
может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у 
ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с 
теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого 
контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют 
в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.
      До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили 
о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два 
основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водоводяной энергетический 
реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа 
относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.
      В водоводяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и 
высотой 15 метров, стальной корпусцилиндр с толстыми стенами и массивной 
крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, 
отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта 
же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и 
превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И 
первый и второй контуры – замкнутые.
      Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего 
надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают 
Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.
      В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для 
турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после 
использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не 
останавливая и не расхолаживая его.
      Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же 
схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции 
большой мощности.
      Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во 
Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее 
уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных 
контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы 
– на остекловывание и захоронение.
      «Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с 
величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – 
Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. 
Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая 
чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. 
Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с 
контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. 
Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, 
резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения 
контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ 
с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне 
улицы.
      Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные 
контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место 
окончательного захоронения…
      Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью 
которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные 
платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу 
встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при 
перевозке – контейнеры выдерживали все».
      После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в 
безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в 
этом отношении более благополучен: авария на американской станции 
Тримайлайленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, 
радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая 
безаварийная эксплуатация японских АЭС.
      И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, 
способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. 
Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторыразмножители. В них 
используется уран238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп 
хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – 
плутоний239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни 
замедлители, ни поглотители – их роль играет уран238. Называются они 
реакторамиразмножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – 
размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее 
использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из 
перспективных направлений атомной энергетики.
      В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное 
ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни 
во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он 
циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго