Инновационное развитие атомной энергетики

Оценивая предстоящие этапы развития атомной энергетики, можно уверенно прогнозировать сочетание эволюционного улучшения отработанных и успешно реализуемых технических подходов с разработкой и освоением новых технологических решений.

Условно можно представить следующие периоды развития ядерных технологий в XXI веке: 
– повышение эффективности использования установленных мощностей и их модернизация, продление срока службы действующих реакторов, достройка энергоблоков, эволюционное развитие реакторов и технологий топливного цикла, внедрение их в промышленную эксплуатацию; 
– разработка и опытная эксплуатация инновационных технологий для АЭС и топливного цикла в целом (усовершенствованные легководные реакторы, реакторы на быстрых нейтронах, реакторы малой и средней мощности для региональной энергетики, неводные методы переработки ОЯТ); 
– расширение масштабов атомной энергетики и освоение инновационных реакторных технологий и технологий топливного цикла (расширенное воспроизводство топлива, быстрые реакторы-размножители, высокотемпературные реакторы, реакторы для региональной энергетики, замкнутый уран-плутониевый и торий-урановый цикл, использование полезных и выжигание опасных радионуклидов, долговременная геологическая изоляция отходов, производство водорода, опреснение воды); 
– развертывание инновационных ядерных технологий, формирование многокомпонентной ядерной и атомно-водородной энергетики.

В ближайшее время должна быть создана техническая база, которая позволит решить проблему энергообеспечения страны за счет масштабного развития атомной энергетики на основе освоенных реакторных технологий на тепловых нейтронах с безусловным развитием инновационных технологий. К целям этого этапа относятся: 
– повышение эффективности, модернизация, продление срока службы действующих реакторов; 
– достройка энергоблоков; 
– обоснование функционирования реакторов в режиме маневренности и разработка систем поддержания работы АЭС в базовом режиме; 
– сооружение энергоблоков следующего поколения, включая блок с быстрым реактором БН-800; 
– разработка программ регионального атомного энергоснабжения на базе АЭС малой и средней мощности; 
– развертывание программы работ по замыканию ЯТЦ по урану и плутонию для решения проблем неограниченного топливообеспечения и обращения с РАО и ОЯТ; 
– развертывание программы использования ядерных энергоисточников для расширения рынков сбыта, помимо производства электроэнергии (теплофикация, теплоснабжение, производство энергоносителей, опреснение морской воды).

Россия сегодня является единственной страной, продолжающей эксплуатировать коммерческий реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600. Важным шагом для сохранения технологии быстрых реакторов и ее дальнейшего успешного развития станет сооружение энергоблока с реактором БН-800 на площадке Белоярской АЭС с одновременным созданием пилотного производства МОХ-топлива.

При этом необходимо пересмотреть основные сложившиеся подходы к проектированию реакторов БН и заложить новые принципы в конструкцию АЭС с быстрыми реакторами, которые должны привести к существенному улучшению конкурентоспособности таких АЭС при работе в замкнутом топливном цикле.

В стратегии дальнейшего развития реакторов ВВЭР на следующих этапах можно выделить две цели: 
– разработка и внедрение инновационного проекта ВВЭР; 
– разработка и внедрение инновационных топливных циклов, направленных на повышение воспроизводства ядерного топлива и соответствующего вклада в снижение потребности в первичных ядерных материалах атомной энергетики (как по линии U238–плутоний, так и по линии торий–U233).

Перспективными направлениями инновационного развития атомной энергетики являются разработка быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом и высокотемпературных реакторов, которые могут служить эффективным источником энергии для производства водорода из воды, создавая тем самым основу экологически чистой энергетики.

Требования к инновационным проектам будущей атомной энергетики сформулированы в рамках международного проекта ИНПРО. Конечной целью этого проекта является создание инновационных ядерных энергетических технологий и топливных циклов, способных обеспечить энергетические потребности человечества в условиях устойчивого развития и исключающих использование оружейных технологий.

В рамках первого этапа ИНПРО были разработаны принципы, методологии и критерии оценки инновационных технологий, сгруппированные по пяти тематическим разделам (экономика, устойчивое развитие, экология, безопасность ядерных установок, обращение с отходами и нераспространение).

Среди работ по инновационным ядерным и энерготехнологиям можно выделить четыре направления. Первые два включают работы по эволюционному развитию ядерных и энергетических установок с быстрыми реакторами и развитие технологии замкнутого топливного цикла с технологической поддержкой режима нераспространения. В рамках этих направлений осуществляется строительство четвертого энергоблока Белоярской атомной станции с реакторной установкой БН-800 для отработки элементов замкнутого ядерного топливного цикла, а также проводятся НИОКР по созданию атомных станций с реакторами БН нового поколения.

Третье инновационное направление – НИОКР для обоснования технического проекта высокотемпературного уран-графитного реактора с газовым теплоносителем для производства водорода. Четвертое направление – создание модульного свинцово-висмутового быстрого реактора (СВБР-100).

В настоящее время термоядерные исследования достигли уровня, когда работы по научной и технической осуществимости получения термоядерной энергии вышли на этап создания международного экспериментального реактора (ИТЭР).

Эксплуатация реактора ИТЭР и исследования плазмы должны осуществляться в два этапа продолжительностью примерно 10 лет каждый: 
– этап получения «базовых» характеристик, включающий в себя сдачу реактора в эксплуатацию, демонстрацию контролируемого зажигания и устойчивого горения; 
– этап повышенных характеристик, который в основном должен быть посвящен испытаниям компонентов и материалов при более мощных флюенсах нейтронов.

На экспериментальном термоядерном реакторе должна быть отработана технология, необходимая для создания демонстрационного энергетического термоядерного реактора (DEMO), опыт эксплуатации которого должен будет показать экономическую эффективность термоядерной энерготехнологии.

Инновационные проекты атомщиков в смежных областях

Инновационные проекты организаций атомной отрасли реализуются во многих областях: в водородной и малой атомной энергетике, создании автоматизированных систем управления, наноматериалов, технологий для ТЭК и ЖКХ, в сфере здравоохранения, безопасности, экологии, в машиностроении, при водоподготовке, опреснении воды и т.д.

Можно выделить следующие перспективные направления работ: 
– медицина (радиоизотопы, протонно-лучевая терапия опухолей); 
– энергетика (низкотемпературные и высокотемпературные сверхпроводящие материалы, магнитные материалы для электродвигателей); 
– промышленность (высокочистые и функциональные материалы и сплавы); 
– электроника (производство кремния для полупроводников); 
– экология (наноструктурированные фильтрующие материалы для воздуха и воды); 
– ликвидация чрезвычайных ситуаций (детекторы веществ (для борьбы с терроризмом), использование лазеров при тушении пожаров в местах газодобычи).

Государственная поддержка стимулирования новой технологической платформы атомной отрасли

Развитие энергетического потенциала России в XXI веке имеет стратегический характер и, в силу наукоемкости атомной отрасли, не может быть обеспечено без заинтересованного участия государства.

Развитие ядерно-энергетического комплекса РФ, необходимое для обеспечения энергетической безопасности страны, требует больших и долгосрочных инвестиций. Условием эффективности их освоения является долгосрочная финансово-экономическая политика правительства, направленная на поддержку развития атомной энергетики. Ее цель – создание приоритетных условий для развития атомной энергетики и атомного машиностроения, стимулирование ускорения научно-технического прогресса в этих высокотехнологичных государственно-приоритетных отраслях экономики.

В настоящее время идет процесс разработки новых законопроектов и изменений ряда действующих законов, направленный на поддержку развития атомной энергетики в Российской Федерации. В частности, можно отметить законопроекты: 
– «О государственной поддержке инновационного развития атомной энергетики»; 
– «О создании и использовании специальных накопительных фондов для покрытия текущих и будущих расходов на обращение с ОЯТ и снятия с эксплуатации АЭС»; 
– «О договорной форме привлечения прямых капиталовложений, как соглашения о разделе продукции, вырабатываемой атомными станциями»; 
– «Об особенностях владения, пользования и распоряжения имуществом эксплуатирующей организации атомных станций Российской Федерации».

Значимые изменения будут внесены в действующие законы «О федеральном бюджете», «О бюджетной классификации Российской Федерации», в Бюджетный кодекс Российской Федерации, Налоговый кодекс Российской Федерации, Земельный кодекс Российской Федерации.

Актуальность этих законодательных инициатив связана с происходящими в мире процессами, направленными на ускоренное развитие атомной энергетики и активной разработкой инновационных проектов. Некоторые страны уже разработали национальные стратегии развития атомной энергетики, приняли или готовятся принять соответствующие законы.

Необходима также разработка новых законопроектов, которые, кроме содействия развитию отдельных отраслей промышленности, имели бы универсальный характер применения. В связи с этим целесообразно отметить следующее.

Во-первых, очень важно подготовить комплексный пакет законопроектов, направленный в целом на стимулирование инновационной деятельности и научно-технического прогресса в высокотехнологичных государственно-приоритетных отраслях экономики.

Во-вторых, конкретно для атомной энергетики должны быть подготовлены отдельные законопроекты.

Выполнение национальных задач в атомной энергетике и машиностроении возможно только при серьезной государственной поддержке как в форме прямого, так и путем косвенного воздействия.

В-третьих, необходимо поставить вопрос о разработке законопроекта об экологически чистых энерго-источниках и возобновляемой энергетике. Аналогичные законы уже имеются в мире, и Россия должна уделить внимание этой проблеме. При реализации этого законопроекта статус атомной энергетики мог бы возрасти, и она смогла бы получить соответствующие преференции как один из таких энергоисточников. Здесь мне хотелось бы более подробно поговорить об истории и развитии экологии АЭС.

Ядерный котел

 
Первые ядерные реакторы (ЯР), появившиеся в 1940-х гг. назывались ядерными котлами , поскольку в качестве аналогов были взяты паровые котлы. Сегодня в мире эксплуатируются ЯР различных типов. Наиболее широкое распространение за рубежом получили ядерные реакторы типа Boiling Water Reactor (BWR - кипящий ядерный реактор) и Advanced Boiling Water Reactor (ABWR - усовершенствованный кипящий ядерный реактор). Наиболее близким прототипом этих типов реакторов является прямоточный паровой котел. 
 
Среди котельных агрегатов прямоточный паровой котел (ППК) занимает особое место. Принципиальным его отличием от других типов котлов является полное испарение воды за время однократного (прямоточного) ее прохождения через нагревательные и испарительные трубные системы, что делает прямоточный котел компактнее, легче, менее металлоемким, простым в изготовлении а, значит, и более дешевым. Первые прямоточные котлы были разработаны в 1930-х гг., однако, несмотря на ряд явных преимуществ перед традиционными котельными агрегатами, широкого применения в судовой и стационарной энергетике по объективным причинам они так и не получили. Этому препятствовали относительно не высокая производительность по пару, низкие маневренность и надежность, и, главное, не решенный вопрос поддержания постоянного уровня воды в котле особенно на переходных режимах работы, когда количество забираемого из котла пара является переменной величиной. Падение уровня воды в нагревательных трубках ППК в условиях высокой теплонапряженности топочного объема и инертности (времени задержки закрытия) запорных органов топливоподающей системы во всех случаях приводило к прогоранию, термическому разрушению и плавлению котельных трубок прямоточного котла. Повышение же уровня воды в ППК вызывало заброс воды в паровую турбину. Как показала опытная эксплуатация, котлотурбинная энергетическая установка с прямоточными котлами, надежно функционировала только на стационарных установившихся режимах работы, когда уровень воды в котле постоянный, а, следовательно, и количество отбираемого на потребители пара неизменно.  
 
Имеющиеся недостатки ППК не были полностью устранены и к моменту начала проектирования реакторов нового поколения. Однако при выборе прототипа ядерных реакторов типа BWR и ABWR приоритет был отдан достоинствам прямоточных котлов. Но их недостатки в полной мере не были учтены, даже не взирая на то, что тепловая нагрузка в активной зоне ядерного реактора значительно превышает теплонапряженность топочного объема прямоточного котла. 
    
Применив в реакторах типа BWR и ABWR схему прямоточного котельного агрегата, разработчики автоматически перенесли в АЭУ большую часть недостатков котлотурбинной энергетической установки с ППК. Использование одного вида энергии в АЭС недопустимо. 
 
На АЭС в качестве приводов различных механизмов используются электрические двигатели, что улучшает управляемость, повышает маневренность, позволяет достигнуть высокого уровня автоматизации атомной энергетической установки, делает ее более компактной, упрощает и удешевляет эксплуатацию. Большую группу потребителей электроэнергии на АЭС составляют основные и резервные электронасосы водяных систем (охлаждения, питательной, циркуляционной). АЭУ обладает высокой живучестью за счет 100% (и более) дублирования механизмов и высокой степени их резервирования. 
 
Но высокий уровень электрификации имеет и оборотную сторону, поскольку нормальное  безаварийное функционирование АЭС полностью зависит от наличия, качества и количества только одного вида энергии - электрической. При несоответствии электроэнергии требуемому качеству, или при полном/частичном её отсутствии, АЭС в лучшем случае теряет свою работоспособность, в худшем - становится источником экологической катастрофы, подтверждением чему является авария на АЭС «Фукусима». 
  
Анализ аварийных ситуаций, произошедших на ряде АЭС даже при отсутствии природных катаклизмов, показывает, что основным последствием отключения электрической энергии является остановка электронасосов и прекращение циркуляции питательной и охлаждающей воды, а также теплоносителя в системах элементов АЭУ. В конечном итоге, отключение электроэнергии вызывает повышение температуры в элементах АЭС, в том числе, и в системооборазующем – ядерном реакторе. Таким образом, за счет использования только одного вида энергии обеспечить надежное функционирование АЭС, в том числе и при возникновении нештатных ситуаций, не всегда представляется возможным. 
 
 

Оборудование АЭС автономными аварийными электростанциями

 
Для недопущения негативных последствий, связанных с полным или частичным обесточиванием потребителей, каждая АЭС оборудована автономной аварийной электростанцией, которая при отключении электропитания должна за минимальное время обеспечить всех потребителей АЭС электроэнергией требуемого качества в необходимых количествах. Автономные аварийные электростанции имеют несколько электрогенераторов, приводимых во вращение дизелями, работающими на нефтяном топливе. Хранение и подготовка горючего осуществляется в традиционных топливных системах. Результаты проведенных авторами обследований ряда резервных электрических станций аналогичного назначения дают основание констатировать, что автономные аварийные электростанции не всегда способны выполнить свои прямые функции по ряду объективных причин. Во-первых, дизель-генераторы аварийных электростанций длительное время бездействуют, нефтяное топливо не расходуется, а находится в режиме стационарного хранения. Во-вторых, в результате длительного хранения топливо теряет свои эксплуатационные свойства и делается непригодным для дальнейшего использования по прямому назначению. В-третьих, дизель-генераторы АЭС не приспособлены для запуска и дальнейшей работы на нефтяных топливах ухудшенного качества. В-четвертых, запуск и работа дизель-генераторов АЭС возможны только после полной замены плохого топлива на новое требуемого качества. Процесс замены топлива требует определенного времени. И, наконец, автономная аварийная электростанция, являясь сложной технической системой, не застрахована от потери работоспособности даже в нормальных условиях эксплуатации и при использовании топлива, требуемого качества.   Таким образом, наличие автономной аварийной электростанции, основное назначение которой повышение живучести и надежности функционирования АЭУ, не гарантирует непрерывное обеспечение атомной станции электроэнергией, в том числе, в условиях возникновения нештатных ситуаций.  
  
Теплообмен в АЭУ с прямоточными реакторами при нормальных условиях  
 
В реакторах типа BWR и ABWR, которыми оборудована АЭС «Фукусима», реализована прямоточная схема непрерывного получения водяного пара. Питательная вода подается в реактор и, забирая тепло от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) для своего нагрева и парообразования, превращается в пароводяную смесь, охлаждая активную высокотемпературную зону реактора. Требуемое давление воды в активной зоне поддерживается посредством циркуляционных насосов. Пароводяная смесь после отделения водяной фазы в сепараторе становится влажным насыщенным паром низких параметров. Полученный водяной пар подается в последовательно расположенные паровые турбины высокого и низкого давления, где его внутренняя энергия преобразуется в кинетическую энергию ротора турбины, приводящей во вращение ротор генератора, вырабатывающего электроэнергию. Отработавший в турбинах пар поступает в главный конденсатор, где от него отводится оставшееся тепло. Питательная вода из сконденсированного пара снова подается питательным насосом к циркуляционным насосам активной зоны реактора, замыкая цикл «пар-конденсат». 
 
 

Авария на АЭС «Фукусима» 
 
Развитие аварий на АЭС, независимо от вызвавших их причин, имеет вполне определенную последовательность событий. Подтверждением тому служит и авария на АЭС «Фукусима».    
В результате землетрясения и цунами 11 марта 2011 г., электроснабжение потребителей АЭС «Фукусима» было нарушено. Автономная аварийная станция утратила свою работоспособность и не смогла обеспечить потребители АЭС  электроэнергией. Уцелевшие потребители были обесточены, электронасосы остановились, трубопроводы частично разрушились, что привело к разрыву замкнутого цикла «пар-конденсат», а, следовательно, прекращению движения водяного пара, циркуляционной, питательной и охлаждающей воды. С большой степенью вероятности можно предположить, что обесточились или вышли из строя аварийные системы защиты отдельных реакторов. Несмотря на то, что реакторы станции были выведены из работы, их активные зоны нуждались в охлаждении. Из-за отсутствия охлаждения в активной зоне реакторов стала резко повышаться температура, достигнув +1800°С и более. Оставшаяся в активной зоне реактора вода в результате термической диссоциации разложилась на кислород и водород. По достижении предельного давления газов и взрывоопасной концентрации водородно-кислородной смеси в активной зоне произошел взрыв и вторичное (после землетрясения и цунами) разрушение конструкций, включая оболочку и защитный корпус реактора, следствием чего явился выброс в атмосферу радиоактивных веществ и значительное тепловое, газовое и химическое загрязнение окружающей природной среды. Интенсивное тепловое загрязнение привело к возникновению высокотемпературных пожаров. Дальнейшее выделение тепловой энергии в активной зоне поврежденных реакторов при полном отсутствии отвода тепла привело к расплаву ТВЭЛов и образованию кориума. Под действием высоких температур кориум из разрушенных корпусов реакторов так  же стал испаряться и улетучиваться в атмосферу.  
 
Для тушения пожаров и охлаждения поврежденных реакторов ликвидаторами аварии использовались уцелевшие стационарные средства, переносные средства, а также плавсредства и летательные аппараты, способные подавать к очагу аварии морскую воду. Но производительность этих средств была недостаточной для полного устранения интенсивного тепловыделения в поврежденных реакторах. Вода, подаваемая в верхнюю часть разрушенного защитного корпуса реактора, поступала в зону высоких температур и, даже не попав на источник теплового выделения, мгновенно превращалась в пар, который под воздействием высокой температуры разлагался на кислород и водород, приводя к новым взрывам. Аналогичные физико-химические явления происходили в 1983 г. при тушении забортной морской водой высокотемпературного пожара алюминиево-магниевой надстройки британского фрегата «Шеффилд», вызванного взрывом аргентинской ракеты во время военного конфликта между Аргентиной и Великобританией за Фонклендские (Мальвинские) острова и в 1986 г. на Чернобыльской АЭС. 
 
Опасность аварий на АЭС  
 
Атомные станции потенциально являются объектами повышенной опасности. При аварийных ситуациях на АЭС реальную угрозу представляет выброс в окружающую среду экологически опасных загрязнителей - радиоактивных веществ, например, цезия-137 и йода-129. Выбросу сопутствуют взрывы и пожары, тепловое, газовое, химическое и другие загрязнения. Загрязнители способны поражать большие территории и сохраняться на них длительное время, что приводит к качественному изменению окружающей среды не только в районе расположения АЭС, но и на значительном удалении от нее, превращая среду обитания в практически непригодную для жизнедеятельности. 
 
В большинстве случаев аварийные АЭС в дальнейшем не способны выполнять свои прямые функции в полной мере. В зависимости от масштаба повреждений аварийная станция ограничивает или вообще прекращает производство всех видов энергии, в том числе, и на собственные нужды. Нехватка энергии затрудняет, а в отдельных случаях и вовсе исключает, выполнение мероприятий по восстановлению функциональных возможностей АЭС. Эффективность реализации экологических мероприятий по недопущению дальнейшего ухудшения, не говоря уже о восстановлении качества природной среды на пораженных территориях также резко снижается из-за отсутствия их энергетического обеспечения. Это значительно увеличивает также сроки ликвидации последствий аварии. 
 
Таким образом, аварий на АЭС надолго и на больших территориях качественно изменяют окружающую природную среду. Поэтому мероприятия по обеспечению экологичности атомных энергетических станций должны быть главным приоритетом при их проектировании, постройке и эксплуатации. 
 
Значимый фактор аварии на АЭС 
 
Работа большинства современных энергоустановок (ЭУ) основана на преобразовании выделяемой энергоносителем тепловой, световой и других видов энергии, которая передается рабочему телу, например, воде или газообразным продуктам сгорания. 
 
Отличительной особенностью атомной энергетической установки (АЭУ) от других типов применяемых ЭУ является выработка огромного количества избыточного тепла, которое не принимает участия в получения основного вида энергии - электрической и/или тепловой. Избыток этого тепла, как правило, сбрасывают в окружающую среду. Для отвода избыточного тепла все энергетические установки, включая и АЭУ, оборудуются специальными системами, например, системами охлаждения, позволяющими поддерживать требуемый диапазон температур в узлах ЭУ. Нарушение функционирования систем охлаждения изменяет температурный режим работы ЭУ, что, в конечном итоге, приводит к аварийным ситуациям, наиболее опасными из которых являются тепловая деформация конструкционных материалов и разрушения конструкций.  
 
Время нагрева реактора при недостаточном охлаждении происходит в считанные минуты, в то время как процесс полного охлаждения разогретого реактора может занимать несколько месяцев. Избыток тепловой энергии в АЭУ становится одним из наиболее значимых неблагоприятных факторов процесса ее аварийного разрушения. Учитывая необходимость постоянного охлаждения элементов АЭУ и потребность в большом количестве воды атомные станции, как правило, располагаются рядом с реками, морями, водохранилищами или другими источниками воды. 
   
Экологичность АЭС 
 
Под экологичностью АЭС понимается ее способность не нарушать  качества окружающей среды и не создавать угрозу жизни и существованию людей, фауне и флоре на всех этапах жизненного цикла, а в случае возникновения аварийных ситуаций  - способность сводить к минимуму последствия этих ситуаций. Синонимами экологичности являются экологическая чистота и экологическая безопасность. Из всех видов экологической безопасности  наиболее значимыми для АЭС являются радиационная, тепловая, ядерная и химическая безопасность, а также взрывопожаробезопасность.  
 
С учетом особой значимости температурного фактора в возникновении и развитии аварии на АЭС в качестве одного из направлений повышения экологичности атомных объектов авторы предлагают включение в состав АЭУ дополнительных систем отвода тепла, способных функционировать автономно при полном отсутствии электропитания. Для этого можно использовать системы разного состава и принципа работы, но одного функционального назначения – охлаждение элементов АЭУ путем полного и быстрого затопления их морской или пресной водой. Пример подобной системы представлен на рис.1. Эти системы могут функционировать как дополнительные к уже существующим системам охлаждения при целостности корпусных конструкций, так и самостоятельно при разрушении корпусных конструкций и других охлаждающих систем.  
 
Система затопления активной зоны реактора использует питательную воду и вводится в действие при отказе питательного и циркуляционных насосов реактора, поломке насосов и отсутствия электропитания на их электродвигателях, а также при больших утечках теплоносителя. Система затопления защитного корпуса реактора использует воду из источника воды и может применяться как совместно с системой затопления активной зоны реактора, так и раздельно. Основным элементом системы является струйный насос с рабочей средой в виде газа/смеси газов под давлением, а всасываемой средой – водой. Рабочей средой могут служить и охлаждающие газы, например, углекислота. Система затопления активной зоны реактора является стационарной, а система затопления защитного корпуса реактора может быть в мобильном исполнении. Охлаждающая вода от систем подается не в верхнюю часть внутреннего объема активной зоны и защитного корпуса реактора, как в существующих АЭС, а в нижнюю часть их внутренних полостей. При этом вода не распыливается, а подается в виде однородного ламинарного потока. Потери охлаждающей воды, вызванные ее интенсивным парообразованием, компенсируются непрерывной подачей холодной воды струйным насосом. Эффективность функционирования данных систем определяется возможностью струйного насоса за минимальное время подать в высокотемпературную зону максимальное количество охлаждающей воды, то есть производительностью струйного насоса по газо-водяной смеси на выходе. Основным преимуществом струйных насосов является их независимость от электрической энергии и возможность их расчета на любую производительность. 
  
Семь уроков на будущее 
Чему учат аварии на АЭС, и какие выводы следует сделать на будущее? По мнению авторов, из аварий на АЭС следует извлечь следующие семь уроков. 
 
Урок первый: Аварии на атомных объектах всегда возникают внезапно и имеют тяжелейшие последствия, которые в той или иной мере затрагивают национальные интересы практически всех стран мира. Ни одно, даже самое экономически развитое государство в одиночку не в состоянии в полной мере и в короткие сроки устранить последствия аварии на своих атомных объектах. Поэтому необходимо объединение сил и средств различных стран для решения  вопросов безаварийной эксплуатации объектов атомной энергетики, а в случае возникновения аварий – совместного устранения их последствий. Экологические интересы мирового сообщества в этом случае должны быть поставлены выше национальных, ведомственных и корпоративных интересов, политических, экономических и других разногласий между странами. Одним из первых шагов в этом направлении должно стать не только рассекречивание всех материалов по произошедшим в разное время авариям на АЭС, но и предоставление полной и достоверной информации обо всех аварийных ситуациях и авариях на атомных объектах в дальнейшем, а также разработка единой научно-обоснованной концепции ликвидации последствий аварий.  
 
Урок второй: Анализ мероприятий по ликвидации последствий аварий на АЭС показывает, что руководители и участники этих работ зачастую не знают, а потому не используют накопленный опыт специалистов тех стран, где уже проводилась ликвидация последствий аварий на атомных объектах. Для обобщения, анализа и изучения опыта ликвидаций аварий на  атомных объектах целесообразно при МАГАТЭ создать единый интернациональный информационный научно-учебный центр.    
 
Урок третий: Атомные энергетические станции являются объектами сверхвысокой опасности, в связи с чем, при их проектировании должны закладываться максимальные запасы прочности, надежности и живучести, а при строительстве использоваться только высококачественные материалы, не взирая на стоимостные показатели. Основным приоритетом при проектировании атомных станций должна стать их экологическая безопасность.  
 
Урок четвертый: Масштабность, периодичность и последствия техногенных катастроф дают основания утверждать, что в ХХI в. значительно возрастает роль специалистов технического профиля (ученых, инженеров, техников, рабочих). Даже незначительная инженерная ошибка или просчет, а равно нарушение технологии, низкое качество технического обслуживания, могут привести к экологической катастрофе, в том числе, и планетарного масштаба. Поэтому повышаются требования к качеству их подготовки, в том числе, и по вопросам организации и проведения ликвидации аварийных ситуаций. 
 
Урок пятый: Объективно прогнозировать последовательность протекания аварии и противостоять разрушительному воздействию температурного фактора очень сложно. А ликвидировать аварии всегда приходится быстро и, как правило, в непригодных, чрезвычайно опасных для жизнедеятельности человека условиях. Для принятия обоснованных решений в короткие сроки и повышения эффективности мероприятий по ликвидации последствий аварии на АЭС необходимо заранее смоделировать сценарии наиболее вероятных случаев развития процессов аварии с учетом воздействия максимально возможного количества благоприятствующих аварии факторов. На основе моделирования необходимо выработать рекомендации и алгоритмы действий по ликвидации последствий аварии для конкретного атомного объекта с учетом его особенностей.   
 
Урок шестой:  Одной из причин крупных аварий последних лет на энергетических объектах является порочная практика назначения на руководящие инженерные должности универсальных управленцев, неспособных оценить сложившуюся ситуацию, принять правильное решение и взять на себя ответственность за свои действия. При современном уровне развития техники и инженерных наук в принципе не может быть ни универсальных управленцев, ни всезнающих специалистов, особенно в области управления сложными техническими системами. Такие назначения, а равно и деятельность некомпетентных универсалов, являются общественно опасным деянием, поскольку значительно повышают вероятность возникновения техногенных аварий. Необходимо полностью исключить вероятность возникновения аварий на технических объектах, вызванных человеческим фактором.   
   
Урок седьмой: Основным последствием любой аварии на АЭС является нарушение температурного режима ядерного реактора, который приводит к неконтролируемому росту температуры. Результатом нарушения температурного режима являются разрушительные взрывы, высокотемпературные пожары, радиоактивное, химическое, тепловое и другие опасные выбросы в окружающую среду. Несмотря на наличие множества систем защиты и управления ядерным реактором и АЭС в целом, для их функционирования используется практически один вид энергии – электрическая энергия, производство и подача которой может быть нарушена. Для обеспечения и поддержания высокого уровня экологичности  АЭС в ее состав необходимо вводить дополнительные системы охлаждения реактора и его защитного корпуса, функционирующие автономно, в том числе, при полном отсутствии основного и аварийного электропитания. 
 
 
Выводы   
 
Развитие атомной энергетики сопровождается рядом аварий различного масштаба, но информация о них в силу различных причин засекречена. Достоянием гласности становятся лишь те аварии, которые скрыть от мировой общественности невозможно, поскольку их последствия носят глобальный характер. Регулярность аварий, последовательность и схожесть этапов их развития, независимо от причин возникновения, показывают, что уроки аварий на объектах атомной энергетики пока еще усвоены слабо.  
 
Равноценная замена атомной энергетике пока еще не найдена, а дальнейшее развитие человеческой цивилизации требует постоянного повышения энергопотребления. Поэтому необходимо совершенствовать экологическую безопасность АЭС, в противном случае атомная энергетика может прекратить свое существование.

Итак вновь возвращаясь к началу, а точнее к тому что необходимо разработать новые законопроекты, которые, кроме содействия развитию отдельных отраслей промышленности, имели бы универсальный характер применения.

В-четвертых, инновационное развитие атомной энергетики в РФ должно быть стратегически приоритетным направлением в области обеспечения национальной энергетической безопасности. Очевидно, что энергетическая безопасность страны – одно из ключевых понятий и одна из основных составляющих национальной безопасности России. Предлагается рассмотреть вопрос о включении понятия «энергетическая безопасность» в новую редакцию Концепции национальной безопасности Российской Федерации, обозначить в ней роль атомной энергетики.

Правовое регулирование инновационной деятельности и разработка соответствующего пакета законодательных инициатив с целью создания приоритетных условий для развития особо важных отраслей экономики, безусловно, стимулируют ускорение научно-технического прогресса в высокотехнологичных государственно-приоритетных отраслях экономики, в частности в атомной энергетике и атомном машиностроении.