Установлено, что АЭС с реакторами на тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного урана реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на быстрых нейтронах, так называемые быстрые реакторы , которые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать новое искусственное ядерное топливо 239 Pu. При попадании быстрых нейтронов в ядро 238 U происходит несколько реакций превращения и создания отдельных трансурановых элементов, в результате которых образуется 239 Pu. При делении ядер 239 Pu высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер 235 U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального использования ядерного топлива, то основная задача Я. э. сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., «сжигая» 1 кг плутония, быстрый реактор не только возвращает его, но за счёт вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов 238 U даёт дополнительно 0,4—0,7 кг плутония, который может служить новым ядерным топливом.
В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт с быстрым реактором БОР-60, который обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отдельных элементов быстрого реактора с натриевым охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при создании энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на полуострове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым охлаждением. АЭС БН-350 двухцелевого назначения: производство электрической энергии (установленная мощность 150 Мвт ) и выдача пара на опреснительные установки для получения из морской воды 120 тыс. т пресной воды в сутки. Шевченковская АЭС — крупнейшая в мире (на 1978) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 Мвт (БН-600). Сооружение и пуск АЭС с реактором БН-600 — следующий этап в развитии советской Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) так называемая интегральная компоновка первого контура, при которой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке — корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологических решений лучше.
Одна из главных целей работ с реакторами на быстрых нейтронах — достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах других типов. Научные изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем продолжаются в расчёте на большие мощности — до 800—1600 Мвт . В США, Великобритании, Франции и других странах в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах также используется натрий. Но натрий не единственный возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя может применяться и газ, в частности гелий; например, в институте ядерной энергетики АН БССР работают над использованием N2 O4 в качестве газового теплоносителя.
На ранних этапах развития Я. э. в ряде стран мира учёные работали над многими типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в техническом и экономическом отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои национальные программы развития Я. э. на ограниченное число типов ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде — тяжеловодный реактор на природном уране; в СССР — водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.
В связи со значительным увеличением цен на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным: по современным оценкам стоимость производства электроэнергии на АЭС в 1,5—2 раза ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью 200 Гвт . И хотя экономические кризисы и инфляция в капиталистических странах и другие привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я. э. очевидна. Использование ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды, производства восстановителей для металлургической промышленности, получения новых видов химической продукции — всё это задачи огромного масштаба, которые придают Я. э. не только новые качества, но и показывают её ещё далеко не использованные возможности. К преимуществам Я. э. относят также и то, что АЭС не загрязняют атмосферу окислами серы, азота, губительно влияющими на окружающую среду. Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых странах уделяется большое внимание.
Кроме крупных промышленных АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для специальных целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетическая установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрической мощностью 1500 квт . Всё оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.
В 1964 была пущена энергетическая установка «Ромашка» с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрическим преобразователем мощностью 500 вт . Эта установка проработала на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч . «Ромашка» — прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую энергию.
В 1970—71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя — «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами — отсутствие движущихся частей. Энергетические установки, основанные на использовании ядерной энергии, находят также применение как транспортные силовые установки (см. Ядерная силовая установка ). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на транспортных судах невоенного назначения, в том числе на атомных ледоколах.
В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твёрдых радиоактивных отходов . Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура в случае необходимости его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды пунктов дезактивации оборудования и специального транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м3 среднеактивных жидких отходов в расчёте на 1 Мвт электрической мощности реакторов. В жидких отходах со средним уровнем радиоактивности сосредоточено около 99% общего количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в специальные ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твёрдых радиоактивных отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами, складируются в специальные хранилища-могильники.
