автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Становление атомного комплекса Российской Федерации

к

На помах рукописи

□□3164323

Кузнецов Владимир Михайлович

СТАНОВЛЕНИЕ АТОМНОГО КОМПЛЕКСА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

(историко-технический анализ конструкционных, технологических и материаловедческих решений)

Специальность:

05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации (технические науки) 07.00.10 - история науки и техники (технические науки)

Автореферат

диссертации (в виде монографии) на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва - 2007

003164323

Работа выполнена в Институте истории естествознания и техники им С И Вавилова РАН

Научные консультанты доктор технических наук, профессор

Хусейн Джабраилович Чеченов

доктор биологических наук Анатолий Георгиевич Назаров

Официальные оппоненты доктор технических наук, профессор,

член-корреспондент РАН Николай Андреевич Махутов

доктор технических наук, профессор Станислав Петрович Казновский

доктор физико-математических наук Владимир Павлович Визгин

Ведущая организация Федеральное Государственное Унитарное предприятие «Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение «Луч» Федерального агентства по атомной энергии (Росатом)

Защита состоится апреля 2007 г в 10 30 часов на заседании диссертационного совета Д 217.040.01 Федерального Государственного Унитарного предприятия «Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения» (ФГУП ВНИИАМ), расположенного по адресу. 125171, Москва, ул. Космонавта Волкова, 6А

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Отзывы на автореферат в двух экземплярах с подписями, заверенными печатью учреждения, просим направлять на имя ученого секретаря совета.

Автореферат разослан ^Д ¿1?. 2007 г

Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук

ЕК Безруков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы определяется всевозрастающей ролью глобальной атомной проблемы (комплексной энергетической, экологической, военно-политической и социальной) в судьбах человечества (от открытия в 1896 г ядерной энергии через его техническую реализацию, широкое внедрение ядерных энергетических установок, до прогнозного ориентирования их развития)

В начале XXI века в условиях, когда общество все дальше продвигается по пути научно-технического развития, развиваются уже существующие и зарождаются новые производственные отрасли, когда высокие технологии вошли практически в каждый современный дом, и многие люди не могут представить жизни без них, мы более отчетливо видим неограниченность человеческих потребностей Чем больше человечество создает, тем больше оно потребляет, в том числе такого важного ресурса, как энергии

Человечество с древних времен искало новые источники энергии К середине XX столетия были освоены почти все ее природные источники, причем использование их в промышленных масштабах привело к значительному загрязнению отходами производства окружающей среды особенно в крупных, промышленно развитых городах

Овладение ядерной энергией - величайшее, ни с чем не соизмеримое достижение науки и техники XX в Высвобождение внутриядерной энергии атома, проникновение в природные кладовые тайн вещества, атома превосходит все, что когда-либо ранее удавалось сделать людям Новый источник энергии огромной мощности сулит богатейшие неоценимые возможности Для открытия этого вида энергии понадобились долгие годы упорной и самоотверженной работы ученых многих поколений и разных стран Высвобождение внутриядерной энергии атома потребовало такого уровня развития науки, такого научно-технического оборудования, таких аппаратуры, химических материалов, такой высокой культуры и техники производства, которые смогли сложиться в мире только к середине XX столетия Однако человечество должно было пройти долгий путь поисков, преодолеть множество препятствий, во многом отвергнуть прежние представления о природе вещей

Предметом настоящей работы является определение причинно-следственных связей между известными историческими фактами, событиями как научно-технического, так и социально-экономического, политического и другого характера, различные сочетания которых в конечном итоге дают те или иные закономерности протекания процессов становления и развития атомной энергетики в различные периоды

Именно к таким работам призывал ученых академик С И Вавилов, который еще 40 лег назад обратил внимание « очевидный рост естествознания и техники и сотни тысяч людей, творящих историю науки на земном шаре на наших глазах Нельзя оставить без внимания это неустанное движение, - писал он, - это мощное явление природы, способное изменять землю не менее радикально, чем землетрясения и потопы Понять этот процесс, как всегда, значит, во многом овладеть им и научиться направлять его куда нужно История науки - необходимая и, пожалуй, даже достаточная предпосылка планирования науки Поэтому рано или поздно история науки (и техники) должна стать наукой До сего времени, однако, она пребывает в колыбели персональных характеристик и биографий, хронологических дат и во многих случаях весьма несовершенной документации » 1

Степень разработанности проблемы. Знакомство с ранее проводимыми исследованиями по истории развития отечественного атомного комплекса приводит к выводу о том, что все они, в основном, были посвящены проблеме исследования только одного из аспектов, а именно, проблемы взаимодействия «атомный объект - человек» Анализ этих опубликованных работ показывает, что другим аспектам данной проблемы до настоящего времени не уделялось должного внимания В частности, не определен принцип и недостаточно разработаны критерии периодизации становления атомной энергетики, не

' Вавилов С И Старая и новая физика //История и методология естественных наук М 1965 вып 3 С 3-4

выявлен в полной мере вклад отдельных этапов развития в отечественном реакторостроении в обеспечение безопасности объектов использования атомной энергии

Исследованием проблем развития и обеспечения безопасности атомной энергетики у нас в стране и за рубежом занимались многие известные ученые и практики Среди них И В Курчатов, М В Гладышев, Н А Доллежаль, И Я Емельянов, Я П Докучаев, Н М Синев, В В Гончаров, А М Петросьянц, В Н Михайлов, В А Сидоренко, А К Круглов, Ф Г Решетников, В П Денисов, Ю Г Драгунов, Р Кларк и др Особое место занимали публикации по становлению и развитию атомной энергетики сотрудника ИИЕТ им С И Вавилова РАН - ГА Алексеева Исследования с точки зрения анализа вопросов совершенствования инженерно-технических решений и становления научно-инженерного подхода к обеспечению безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) на различных этапах развития российского атомного энергетического комплекса в общем списке имеющихся научно-исторических работ практически отсутствуют При этом большинство таких исследований носит общий характер, в результате чего упущены многие важные для изучения научные аспекты Так в работах отсутствовали исследования по периодизации развития отечественного реакторостроения, в частности, для определения поколений и этапов развития ядерных энергетических установок, не выполнялся комплексный историко-технический анализ безопасности ОИАЭ

Объектом настоящего исследования является процесс становления и развития атомного комплекса, начиная с открытия ядерной энергии и кончая прогнозным ориентированием развития ядерных энергетических установок на ближайшее и отдаленное будущее В материалах настоящего исследования значительное место отведено историческим вехам становления атомного проекта, развитию основ ядерной и радиационной безопасности, а также истории атомного ведомства от Министерства Среднего машиностроения СССР до Федерального агентства по атомной энергии Российского Федерации (Росатом)

Цель и задачи исследования. Основной целью данной работы является создание обобщающего труда по истории отечественного атомного комплекса в контексте историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей его развития Для достижения этой цели автор поставил перед собой следующие задачи

- разработать периодизацию развития атомной энергетики, адекватно отражающей узловые проблемы ее становления и методы их решения, движущие силы, внутренние и внешние факторы развития,

- установить основные историко-технические этапы и поколения развития отечественных ядерных реакторов (промышленных, энергетических, транспортных, транспортабельных и специального назначения),

- выполнить анализ состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для организации безопасной эксплуатации объектов атомной энергетики,

- провести исследования основных тенденций и закономерностей становления и развития системы обеспечения безопасности ОИАЭ как отдельной области научного знания на основе комплексного историко-технического анализа состояния безопасности,

провести анализ качественных технических изменений и исторических переходов для различных этапов развития атомного комплекса дня проведения прогнозирования его развития,

- разработать конкретные рекомендации по усовершенствованию и развитию атомной энергетики с конкретными типами реакторных установок на различных стадиях ее реализации

Методология исследования определяется характером и взаимосвязью объекта и предмета, а также поставленными целью и задачами Развитие науки, как всякий процесс, подчиняется общим законам диалектики Это определяет изучение и исследование рассматриваемых в диссертации вопросов на основе диалектического единства прошлого, настоящего и будущего Развитие науки происходит в конкретных исторических условиях

Рассматриваемый автором период становления атомного комплекса совпал с началом научно-технической революции в России В развитии атомного комплекса проявляются общие закономерности, присущие и другим отраслям народного хозяйства взаимодействие разных областей научных знаний, ускоренное развитие научных знаний, усиление связи науки с производством по мере усложнения технических объектов

Метод исследования рассматриваемых в работе вопросов основывается на критическом анализе содержания имеющихся источников

Теоретической основой исследования явились труды отечественных и зарубежных ученых, например, В И Вернадского «Избранные труды по истории науки», Дж Бернала «Наука в истории общества», В А Кириллина «Страницы истории науки и техники» Авторы указанных работ неоднократно подчеркивают необходимость продуманной инженерной деятельности, максимально защищающей Природу и, следовательно, Человечество от возможных негативных последствий

Научная новизна диссертации в соответствии с ее основной целью заключается в создании обобщающей работы по становлению отечественного атомного комплекса с учетом инженерно-технических особенностей его развития Вместе с тем

- впервые с учетом инженерно-технических и исторических аспектов выполнена научная периодизация становления и развития атомной отрасли,

- выявлены основные причинно-следственные связи исторических фактов и событий в ходе разработки, изготовления, внедрения, эксплуатации, вывода из эксплуатации ядерных объектов впервые выявлены с учетом принятых конструктивных, технологических и материаловедческих технических решений,

- сформулированы критерии обеспечения безопасности при разработке (проектировании конструирования) и использовании (эксплуатации), включая модернизацию и замену оборудования, изделий и технологий атомных объектов, обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и охраны окружающей среды, обращение с отработавшим ядерным топливом, радиоактивными отходами и их утилизацию,

- обоснованы прогнозные оценки достижимых уровней безопасности и требования к совершенствованию существующих методов ее обеспечения на различных объектах использования атомной энергии,

- разработаны конкретные рекомендации по усовершенствованию действующих реакторных установок

- предложены механизмы совершенствования законодательной и нормативной правовой базы в сфере безопасности, в том числе в рамках впервые принятого в РФ Закона «О техническом регулировании»,

- разработан прогнозный сценарий развития атомной энергетики страны, базирующийся на применении новых типов атомных реакторов, их комбинаций с ускорительными установками и, в далекой перспективе - термоядерных реакторах

На защиту выносятся следующие основные положения

- обобщение литературных и архивных данных по истории развития работ по изучению радиоактивности в дореволюционной России, анализ работ по «урановому проекту» в СССР, хронология основных событий истории развития отечественного атомного комплекса,

- периодизация становления отечественного атомного комплекса, основанная на различии стоящих перед атомной энергетикой задач на разных этапах ее развития, а также оценка вклада отечественных ученых, научных организаций в создание направлений и фундаментальных основ развития атомного комплекса,

- результаты историко-технического анализа состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для организации безопасной ОИАЭ,

- результаты историко-технического анализа развития трех поколений промышленных ядерных реакторов (уран-графитовых, тяжеловодных, водо-водяных), которые в своем развитии прошли три относительно автономных историко-технических этапа,

результаты историко-технического анализа развития трех поколений энергоблоков АЭС с различными типами ядерных энергетических установок (уран-графитовые, водо-водяные, на быстрых нейтронах), которые в своем развитии прошли относительно автономные четыре историко-технических этапа развития,

- результаты историко-технического анализа развития проектов и атомных паропроизводящих установок атомных подводных лодок и атомных ледоколов, а также ядерных установок специального назначения (авиация и космос),

- результаты историко-технического анализа становления исследовательских ядерных установок с учетом их конструкционных и технологических особенностей,

результаты историко-технического анализа организации функционирования основных производств предприятий ядерного топливного цикла (реакторное, радиохимическое производство, сублиматное, химико-металлургическое и др ) с учетом технических аспектов и конструкционно-технологических особенностей безопасности этих производств, а также вопросов обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом,

прогнозные оценки возможных путей развития атомного комплекса на базе установок термоядерного синтеза и использования ускорительной техники совместно с реакторными установками,

- оценка вклада предприятий машиностроительного комплекса, выпускающих оборудование для атомного комплекса, а также проектных, конструкторских и научно-исследовательских организаций - участников создания ОИАЭ,

- рекомендации по развитию атомной энергетики с конкретными типами реакторных установок на различных стадиях ее реализации, а также предложения по повышению безопасности эксплуатации этих установок

Практическое значение. Полученные результаты историко-технического анализа и инженерно-технических оценок развития отечественного атомного комплекса бьши учтены и использованы при организации и проведении реальных работ по оценке безопасности ОИАЭ Представленные в диссертации материалы восполняют пробелы, обобщают знания по истории развития отечественного атомного комплекса и могут быть использованы различными научными организациями в их изысканиях, связанных с естественнонаучными и историческими исследованиями, послужат справочным пособием для преподавателей, студентов вузов и практических работников Труды автора нашли применение в учебных курсах высших учебных заведений, где автор диссертации читает курсы лекций по теме «Экологическая и радиационная безопасность ОИАЭ» Методологические подходы, используемые в диссертации, могут быть применены специалистами в области энергетического прогнозирования

Монография рекомендована Федеральным агентством по атомной энергии Российской Федерации и Генеральной инспекцией концерта «Росэнергоатом» для использования на действующих и строящихся объектах атомной энергетики в России и сооружаемых при ее содействии за рубежом, в научных, проектно-конструкторских и производственных организациях России, осуществляющих разработку, проектирование, изготовление оборудования и сооружение атомных объектов в целом, их эксплуатацию на всех этапах жизненного цикла, а также может быть использована в учебных процессах ВУЗов России по подготовке специалистов в области разработки и эксплуатации ядерных объектов

Монография включена в общеобразовательную программу ФГУП ОКБ «Гидропресс» по дисциплине ОПД АФ 02 «История и философия науки» при обучении аспирантов по специальностям 05 04 11 «Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности» и 05 14 03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Источниковая база диссертации. В основу монографии положены материалы, собранные в результате более чем десятилетних исследований и поисков автора Основными источниками информации служили фондовые архивные материалы Государственной публичной научно-технической библиотеки России (ГПНТБ, Москва), Российской

государственной библиотеки (РГБ, Москва), библиотек Политехнического музея (г Москва), Федерального агентства по атомной энергии России (Росатом, г Москва), РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «Физико-энергетический институт» (г Обнинск), Центрального научно-исследовательского института по управлению, экономике и информации (ФГУП ЦНИИатоминформ, г Москва), Федеральной службы по экологическому, техническому и атомному надзору (Ростехнадзор, г Москва), концерна «Росэнергоатом», Научно-исследовательского конструкторского института энерготехники (ФГУП НИКИЭТ, г Москва), НПО «Радон», Всероссийского научно-исследовательского института минерального сырья им Н М Федоровского (ФГУП ВИМС, г Москва), Всероссийского научно-исследовательского и проектно-конструкторского института атомного энергетического машиностроения (ФГУП ВНИИАМ, г Москва), справочные материалы Атомный проект СССР Документы и материалы В 3 т (1999), Атомный проект СССР Документы и материалы В 3 т (2002), монографии и иные обзорные работы, содержащие описания отдельных исследований по проблемам безопасного развития и функционирования атомного комплекса

Апробация результатов исследования проводилась в течение последних 16 лет Рукопись монографии утверждена к печати Ученым советом ИИЕТ им С И Вавилова РАН Рецензенты монографии Г А Филиппов - д т н, проф, академик РАН, научный руководитель Федерального Государственного Унитарного предприятия Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения Министерства промышленности и энергетики РФ, А С Зубченко - д т н, проф , заместитель директора по науке ФГУП «ГНЦ РФ НПО ЦНИИТМАШ», В П Борисов -д т н, заместитель директора по науке Института истории естествознания и техники им С И Вавилова РАН Работа обсуждалась и была одобрена на расширенном заседании Экологического центра ИИЕТ РАН Целесообразность научно-практического использования полученных результатов, а также актуальность основных выводов данной работы были подтверждены автором в процессе широкого их обсуждения на парламентских слушаниях в Государственной Думе Федерального Собрания Российской Федерации и в Совете Федерации по различным вопросам использования атомной энергии в период 1996-2006 г г Работа автора на ряде объектов атомной энергетики (Чернобыльская АЭС и ГХК «Ульба», Республика Казахстан), а также работа в качестве начальника инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Госатомнадзора России показала правильность и непротиворечивость сделанных заключений применительно к конкретным объектам использования атомной энергии Работа в ИИЕТ им СИ Вавилова РАН способствовала выработке научной методологии историко-технического анализа становления атомного комплекса

Основные положения диссертации апробированы автором на следующих научных форумах Международной конференции «Анализ и сравнение рисков от атомной и других отраслей энергетики», Минатом РФ, 2002 г, г Москва, V Всероссийской научно-практической конференции «Актуальные проблемы защиты и безопасности», 2002 г, г Санкт-Петербург, Международной конференция «Экологическая и информационная безопасность» (Экоинфо-2003), Минатом РФ, 2003 г, г Москва, Международной конференции «Радиационная безопасность территорий Радиоэкология города», 2003 г, г Москва, Научный Совет по радиобиологии РАН, ИИЕТ РАН, II Республиканской конференции «Радиационная безопасность Республики Саха (Якутия)», X,XI,XII годичных научных конференциях ИИЕТ РАН (2004-2006 г г), X Международной конференции по экологическому образованию (г Москва, 2004 г), Межвузовской научной конференции «Вторая мировая война и современный мир», МНЭПУ, (г Москва, 2005 г ), Общемосковском семинаре по истории Советского атомного проекта (г Москва, 2005 г), Международной научной конференции «Глобальные проблемы безопасности современной энергетики» (к 20-летию катастрофы на Чернобыльской АЭС, г Москва, МНЭПУ, 2006 г ), Международной научно-практической конференции «20 лет Чернобыльской катастрофы экологические и социальные уроки» (г Москва, 2006 г ), ХП Международной конференции по экологическому

образованию «Устойчивый мир на пути к экологическому безопасному гражданскому обществу» (г Москва, 2006 г ), Общественном Форуме-Диалоге «Общество и Пути Развития Энергетики» (гМосква, 2006 г) Большинство выступлений опубликовано в виде полных текстов или тезисов и получили освещение в обзорах, помещенных в научных периодических изданиях

Публикации и объем работы. Кроме монографии, представленной в качестве диссертации, ее основные идеи и положения отражены в более чем 70 опубликованных научных работах монографиях, брошюрах, образовательных пособиях и программах, статьях, тезисах и докладах Часть материалов опубликована в научных журналах, рекомендуемых ВАК РФ, в их числе «Вопросы истории естествознания и техники», «Башкирский химический журнал», «Вестник Ставропольского государственного университета, «Стандарты и качество» и «Надежность» Широкие хронологические рамки, пространственная масштабность, необходимость анализа фактического и теоретического материала определили план и структуру работы, позволяющую предложить читателю наиболее значимые, зачастую малоизвестные, или не известные события становления атомного комплекса в России Кроме этого, данная монография имеет целью представить независимую исгорико-техническую оценку состояния ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии

Монография состоит из 8 самостоятельных глав, введения, заключения, списка использованной литературы из 334 наименований, обозначений и сокращений Общий объем 340 с, включая 21 рис, 29 табл

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1 Основные периоды становления и развития отечественного атомного комплекса. В главе на основе историко-технического анализа работ по изучению радиоактивности в дореволюционной России, анализа работ по «урановому проекту» в СССР, а также составленной хронологии основных событий истории развития атомного комплекса и учета специфики развития отраслей использования атомной энергии потребовалось принять за основу периодизации «лестницу» ступеней становления и развития всякого объекта техники, начиная с открытия соответствующего естественнонаучного явления или закона, включающую затем периоды поисковых научно-технических и опытно-промышленных исследований и разработок, широкого внедрения, которое для атомной энергетики тесно связано с научно-обоснованным вытеснением органических топлив на транспорте и в промышленной технологии, и период перспективного развития, для области использования атомной энергии - период создания экологически чистой и безопасной атомной энергетики В результате была разработана следующая периодизация, положенная в основу дальнейшего исследования

I период, 1815 - 1895 гг. Научно-интуитивные догадки-гипотезы о существовании атомной энергии и возможности ее применения

II период 1896 - 1939 гг. Естественнонаучные исследования, которые привели к открытию ярироды внутриатомной энергии и возможности ее практического использования в крупных масштабах

1-й этап, 1896 - 1903 гг Возникновение научных представлений о внутриатомной энергии

2-й этап, 1904 - 1919 гт Развитие понятия атомной энергии на основе данных о строении атома, теории квантов и теории относительности

3-й этап, 1920 - 1934 гг Переход к понятию ядерной энергии в связи с разработкой модели протонно-нейтронного строения ядра

4-й этап, 1935-1939 гг. Открытие возможности практического (технического) использования ядерной энергии

III период 1940 - 1954 гг Поисковые научно-технические исследования по созданию первых ядерных взрывных устройств, разработки и строительство первых ядерных энергоустановок

1-й этап, 1940 - 1950 гг Исследования и разработки, связанные с созданием ядерного оружия, использованные в дальнейшем и для создания ядерных реакторов Ввод в эксплуатацию промышленных реакторов и создание радиохимических производств по извлечению ядерных делящихся материалов, необходимых для создания ядерного оружия Разработка и испытания первых образцов ядерного оружия

2-й этап, 1951 - 1954 гг. Проектирование, конструирование и строительство первых атомных паро-производящих установок для подводных лодок, электростанций и ледоколов Ввод в эксплуатацию 27 июня 1954 г в г Обнинске Первой в мире атомной электростанции мощностью 5000 кВт Дальнейший ввод в эксплуатацию промышленных реакторов для получения специальных изотопов (трития, лития и др), разработка и испытания термоядерного оружия

IV период, 1955 - 1986 гг. Опытно-промышленные исследования и разработки, широкомасштабное строительство АЭС с целью обеспечения ими все большего производства электроэнергии в СССР, Болгарии, Венгрии, Чехословакии и ГДР После аварии на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г темпы развития атомной энергетики в СССР и в странах Запада существенно замедлились или прекращены совсем (Германия, Бельгия, Италия, США и др )

1-й этап, 1955 - 1972 гг Проектирование, конструирование и ввод в эксплуатацию энергоблоков ядерных энергетических установок на основании общетехнических нормативов, правил и эксплуатационных регламентов

2-ой этап 1973 - 1986 гг. Проектирование, конструирование и ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС с учетом требований нормативных документов по безопасности в атомной энергетике (ОПБ-73, ПБЯ-04-74), совершенствование требований на разработку специальных мер и систем по обеспечению безопасности

V период, с 1986 г. по настоящее время. Научно-технические исследования и разработки, продолжающийся, хотя и замедлившийся, ввод в эксплуатацию отдельных энергоблоков АЭС (Игналинская, Балаковская, Волгодонская и Калининская АЭС) Разработка проектов энергоблоков АЭС повышенной безопасности и ввод их эксплуатацию за пределами России (Индия, Иран, Китай и Болгария) Развертывание работ по отработке основных концептуальных возможностей по созданию экологически чистой безопасной атомной энергетики

VI период (прогноз) Гибридная и термоядерная энергетика, а перед этим и одновременно - ядерные энергетические установки (ЯЭУ) с реакторами на быстрых нейтронах Предсказать границы этого периода в настоящий момент трудно Во всяком случае, он должен начаться задолго до полного исчерпания запасов урана и тория со строительства и эксплуатации ЯЭУ на быстрых и гибридных (ядерно-термоядерных) реакторах А завершение развития термоядерной энергетики может произойти по достижении хотя бы одного из ограничивающих его факторов извлечения из морской воды не более 10-20 % дейтерия (иначе могут произойти глобальные катастрофы вследствие снижения уровня воды в Мировом океане и нарушения водного обмена), производства тепла в количестве, не превышающем нескольких процентов от достигающего Земли солнечного тепла ~ 4,7* 10° кВт*ч (иначе могут произойти глобальные катастрофы из-за таяния льдов Арктики и Антарктики)

Эти шесть периодов значительно отличаются друг от друга не только по своей сущности, но и по доступности первичных источников фактического материала Периоды естественнонаучных исследований (первый-второй) освещены достаточно полно Материалы по третьему и четвертому периоду до сего времени в значительной степени засекречены Источниками могут служить, в основном, отдельные публикации участников этой эпопеи и некоторых узко ведомственных изданий Источники фактического материала по пятому-шестому периодам частично засекречены, либо, наоборот, даже чрезмерно рекламируются, особенно на международных конференциях и других научно-технических форумах, иногда с искажением в пропагандистских целях

Анализ исторических аспектов и отдельных этапов развития отечественной атомной энергетики выявил следующие их характерные черты создание и развитие атомной промышленности потребовало беспрецедентной централизации руководства работами и значительных финансовых затрат Это представляло колоссальные трудности в условиях послевоенной разрухи и необходимости восстановления народного хозяйства страны, работы по созданию объектов использования атомной энергии были основаны на результатах многочисленных фундаментальных исследований зарубежных и советских научных коллективов В этом смысле атомная промышленность представляет собой наукоемкую индустрию Многие установки с такими исключительно сложными высокими техническими требованиями к конструкции и надежности оборудования разрабатывались впервые в отечественной практике Необходимо было создать новые заводы и технологические процессы для получения ядерно-чистых делящихся, а также конструкционных материалов для ядерных реакторов и оружия Принимаемые советскими специалистами технические решения характеризовались новизной и оригинальностью, принципиальными отличиями от зарубежных аналогов Это объясняется тем, что потенциал советской науки и промышленности, достигнутый в довоенные годы, был исключительно высок, что позволило в короткие сроки создать собственный ядерный арсенал и мощную атомную отрасль промышленности, основанную на современных научных достижениях Ядерная промышленность во всем мире, и наша страна не явилась исключением, начиналась с создания военно-промышленного комплекса Попытки копировать идеологию разработки и внедрения военных прототипов при создании мирных атомных объектов отрицательно сказались на всем процессе развития гражданской атомной энергетики Это коснулось и выбора методов руководства, и процессов принятия основных проектных решений, и глубины обоснования применяемых в мирных проектах нововведений Развитие отечественной атомной энергетики идет сложным, противоречивым путем Вместе с тем, нельзя не видеть крупных научно-технических достижений, одержанных специалистами многих отраслей в процессе этого развития Освоены и внедрены многие, в том числе совершенно новые по сравнению с военной промышленностью типы реакторных установок Предлагаются и воплощаются в жизнь новые научные и инженерные решения в целях повышения безопасности объектов использования атомной энергии, обеспечения их конкурентоспособности и привлекательности для потребителей в России и за рубежом

В качестве рекомендаций по выбору реакторных установок для реализации стратегии развития атомной энергетики автором диссертации предлагаются следующие технологической базой развития атомной энергетики станет сочетание эволюционного совершенствования освоенных типов реакторных установок с разработкой и освоением новых решений и технологий атомной энергетики Альтернативные типы реакторов разрабатываются при невозможности достижения требований, предъявляемых к инновационной атомной энергетике, в рамках эволюционного совершенствования освоенных технологий Ядерные технологии не должны внедряться в промышленном масштабе, если на нынешнем уровне знаний не отработаны в технологическом плане окончательные решения по обращению с РАО и ОЯТ Пути возможного развития атомной энергетики до 2030 г организация серийного строительства унифицированных энергоблоков АЭС, внедрение атомной энергетики в сферу теплофикации и теплоснабжения городов, внедрение ядерных энергоисточников в энергоемкие отрасли промышленности, демонстрация замыкания топливного цикла с решением проблем, связанных с ОЯТ и РАО, увеличение доли продукции и услуг отрасли в структуре российского экспорта, развитие атомного энергетического машиностроения

Направления усовершенствования АЭС с ВВЭР: в процессе многолетней эксплуатации АЭС с ВВЭР выявился ряд актуальных вопросов, требующих решения во вновь разрабатываемых проектах увеличение срока службы основного незаменяемого оборудования РУ, повышение надежности оборудования РУ (в первую очередь - парогенератора), повышение КПД АЭС в целом, в том числе за счет повышения рабочих параметров РУ,

повышение КИУМ, в том числе за счет увеличения межперегрузочного периода, уменьшения длительности перегрузки, технического обслуживания, длительности средних и капитальных ремонтов

Развитие легководных корпусных ВВЭР- В настоящее время развитие проектов РУ идет по пути улучшения эксплуатационных свойств, увеличения срока службы оборудования, повышения его надежности Это проводится с целью улучшения экономических показателей блока в целом и повышения безопасности В современных проектах РУ ВВЭР используется многолетний опыт разработчика, накопленный при создании и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 Обеспечивается выполнение требований действующих в атомной энергетике России НД, анализируются рекомендации МАГАТЭ

Основные цели, которые должны быть реализованы при разработке новых проектов РУ (РУ В-392М для АЭС - 2006)- повышение единичной мощности реактора, повышение рабочих параметров РУ с целью повышения КПД АЭС в целом, увеличение срока службы основного оборудования РУ, повышение КИУМ, обоснование возможности работы РУ на смешанном уран-плутониевом ядерном топливе, дальнейшее совершенствование систем безопасности с целью ограничения доз облучения персонала и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях нормальной эксплуатации, проектных аварий, и максимально проектных аварий, уменьшение объема радиоактивных отходов, исключение возможности внезапных больших разрывов трубопроводов 1-го контура за счет внедрения концепции «течь перед разрушением» и усовершенствования систем диагностики

Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР (для проекта РУ В-392М для ВВЭР-1200) повышение тепловой мощности РУ с 3200 до 3300 МВт с учетом внедрения турбулизаторов в TBC за счет снижения консерватизма расчетных кодов и методик, оптимизации топливного цикла на основе комплекса НИОКР, увеличение максимального выгорания топлива до 70 МВт*сут/кг U, увеличение длительности межперегрузочного периода - до 24 месяцев, возможность увеличения давления до 7, 35 МПа во втором контуре с целью повышения КПД АЭС в целом

Направления усовершенствования АЭС с РБМК проведение комплекса работ по обеспечению и обоснованию безопасной эксплуатации энергоблоков в период после завершения назначенного срока службы Продление срока эксплуатации каждого энергоблока до 45 50 лет, проведение комплекса работ по повышению КИУМ энергоблоков, в том числе за счет перехода на двухгодичный цикл технического обслуживания и ремонта (ТОиР), проведение комплекса работ по повышению КПД теплового цикла АЭС, проведение комплекса работ по повышению мощности каждого из энергоблоков АЭС с РБМК на 5 10 % за счет увеличения тепловой мощности реакторной установки, внедрение TBC нового поколения, проведение комплекса работ по завершению сооружения и подготовке к пуску энергоблока N° 5 Курской АЭС

Рекомендации по использованию реакторов БН: реакторы на быстрых нейтронах -новая технологическая база атомной энергетики Получены положительные технико-экономические результаты в результате проработки концепции коммерческого реактора БН Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют значительный потенциал технико-экономического совершенствования Технологии реакторов типа БН обеспечивает достижение в ближнесрочной перспективе следующих стратегических целей подготовка к переходу атомной энергетики на замкнутый топливный цикл с использованием реакторов с расширенным воспроизводством ядерного топлива, эффективное использование энергетического потенциала U-238 и плутония в атомной энергетике, реальное сокращение объема и радиотоксичности отходов атомной энергетики

Этапы и возможные сроки выполнения работ по направлению БН сооружение и ввод в эксплуатацию головного коммерческого реактора БН большой мощности - 2012 - 2017 гг, сооружение малой серии коммерческих БН - 2020 - 2030 гг, создание производств по изготовлению и переработке смешанного уран-плутониевого топлива

Рекомендации к малой - региональной атомной энергетике (РУ типа КЛТ-40С)-

основные требования к РУ для региональной энергетики высокая безопасность и надежность, освоенность технологии, референтность, гибкий мощкостной ряд, способность работать в локальных энергосистемах, инвестиционная привлекательность, конкурентоспособность по себестоимости энергии в регионах предполагаемого размещения, готовность производственной базы к серийному строительству, простота обслуживания при эксплуатации, универсальность применения, экспортный потенциал, минимум экологических последствий для региона.

Глава 1. Обеспечение безопасности объектов использования атомной энергии -одна из глобальных задач обеспечения национальной и международной безопасности в современных условиях. Глава посвящена историко-техническому анализу составляющих безопасности объектов использования атомной энергии, как одной из глобальных задач обеспечения национальной и международной безопасности в условиях современности

Подходы и решения в обеспечении безопасности атомной энергетики на отдельных этапах становления атомного комплекса естественным образом опирались на опыт, полученный при создании промышленных реакторов, начиная с первой цепной реакции деления, осуществленной И В Курчатовым на исследовательском ядерном реакторе Ф-1 При переходе к новой цели - создание ядерных энергоисточников - первым приоритетом являлась демонстрация возможности создания такого энергоисточника в конкуренции с традиционными. Базой являлось сравнение естественных затрат на оборудование, эксплуатацию, топливо с соответствующими затратами на угольных ТЭС В их оценке наряду с другими учитывались затраты «на технику безопасности» Содержанием этих затрат были и защита от излучения и от неуправляемой цепной реакции, и особые требования к качеству и надежности оборудования Но реальную оценку стоимости «безопасности» в те годы провести было невозможно Накапливаемый опыт эксплуатации показал, что даже самые высокие требования к качеству не способны исключить аварийные ситуации, и способствовал формированию подхода к ядерному энерговырабатывакяцему объекту как объекту повышенной опасности, требующему применения специальных мер и систем обеспечения безопасности Исторически система технических требований начинает формироваться вокруг факторов аварийной опасности, разворачиваются специальные научно-исследовательские работы, направленные на понимание процессов, происходящих в переходных режимах и аварийных ситуациях, начинают закладываться основы организационно-нормативного обеспечения безопасности

Содержание и наполненность трех «блоков» определяют существо усилий, направленных на достижение безопасности научно-методическое обеспечение безопасности, организационно-нормативная база, отражающая ожидания или требования общества к безопасности, технические средства и меры по обеспечению безопасности Содержание каждого последующего блока опирается на результаты усилий в предыдущих блоках На начальном этапе безопасность регламентировалась общетехническими нормами и правилами и эксплуатационными регламентами Первый нормативный документ, в котором были сформулированы концептуальные положения об обеспечении ядерной безопасности -«Правила обеспечения ядерной безопасности реакторов» - был разработан группой специалистов ИАЭ им И В Курчатова в 1962 году В 1964 г этот документ был доложен на Женевской конференции Первая редакция документа «Общие принципы обеспечения безопасности АЭС» была разработана в 1970 г, в 1971 году получила статус временного документа, в 1973 году была введена в действие как ОПБ-73 В 1973-1987 гг в документах ПБЯ-74, ОПБ-82 шло совершенствование требований на разработку специальных мер и систем по обеспечению безопасности В Советском Союзе началом организованных действий в развитии научных исследований по безопасности АЭС можно считать выступление А П Александрова на НТС Минсредмаша 30 сентября 1968 г В постановлении НТС была отмечена необходимость разработки нормативной базы международного уровня и было рекомендовано « усилить исследовательские, конструкторские и проектные работы по

вопросам безопасности теоретические и экспериментальные исследования протекания аварийных процессов на АЭС, изучение условий охлаждения активных зон в аварийных условиях и разработка соответствующих систем, исследования распространения продуктов деления в аварийных условиях и разработка средств улавливания активности, исследования и разработка средств локализации аварийных процессов на АЭС » Созданная на первых этапах развития атомной энергетики система обеспечения безопасности была основана на консервативном подходе к принятию решений по безопасности, который можно назвать инженерным и для которого характерно достижения требуемого результата при нехватке знаний, неполноте баз экспериментальных данных и вынужденном упрощении расчетных моделей Консерватизм проявлялся во введении коэффициентов запаса в технические и санитарно-гигиенические решения при неполном знании какого-либо свойства или зависимости, детерминизме, позволяющем при анализе аварийных ситуаций рассмотреть только ту часть исходных событий и сценариев их развития, которые выбирались на основе накопленного в практической деятельности опыта и инженерной интуиции На основании таких экспертных оценок расставлялись приоритеты важности того или иного события, то есть субъективно оценивалась вероятность их проявления и возможный отклик системы При этом набор событий анализировался с помощью наличного расчетного инструмента, который постоянно совершенствовался Такой подход сыграл важную роль в становлении безопасности на атомных станциях На его основе был достигнут и продемонстрирован высокий уровень безопасности при нормальной эксплуатации и локализации последствий так называемых «проектных» аварий На фоне всеобщего позитивного отношения общества, с одной стороны, и секретности отрасли, с другой, на этом этапе развития атомной энергетики аварии на предприятиях ядерного топливного цикла в конце 50-х годов (Кыштым, Россия), аварии на промышленных реакторах (Уиндскейл, Великобритания), на первых АЭС в период их пусконаладки и эксплуатации не задержали развитие атомной энергетики Коренным образом изменили ход развития атомной энергетики и привели к существенному снижению темпов ввода новых мощностей как в нашей стране, так и в большинстве промышленно развитых стран, тяжелая авария в 1979 г на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США и радиационная авария в Чернобыле в 1986 г

Наряду с объективными факторами, сдерживающими дальнейшее развитие атомной энергетики в России, в связи с распадом Советского Союза и развалом экономики страны, еще одним важным фактором стал дефицит безопасности российских АЭС Недостаточная глубина и широта охвата анализа безопасности, отсутствие практики участия в международной кооперации, отсутствие реальной конкуренции среди разработчиков АЭС привели к явному завышению представлений о безопасности российских АЭС, что наиболее ярко вскрылось при аварии на Чернобыльской АЭС Безопасность действующих АЭС, особенно с реакторами типа РМБК в период чернобыльской аварии не соответствовала отечественным нормативным документам, разработанным в начале 80-х годов Накопленная отечественная база знаний о процессах и явлениях, сопровождающих аварийные процессы, не соответствовала запросам разработчиков даже для обоснования безопасности при проектных авариях База знаний о процессах при тяжелых авариях отсутствовала вовсе, так как запрос на ее разработку не был сформирован И как следствие этого - неполнота обоснования безопасности действующих АЭС, размытость принципов разграничения ответственности, недостаточная проработка системы норм и правил в атомной энергетике В то же время одним из основных элементов обеспечения безопасности любой новой технологии со специфической опасностью являются нормирование безопасности и государственный надзор за соблюдением этих норм Еще в 1985 г заинтересованными министерствами и ведомствами был утвержден Единый перечень нормативно-технических документов по безопасности в области атомной энергетики Авария на Чернобыльской АЭС потребовала в 1987 г провести корректировку этого перечня Сводный перечень и план разработки правил и норм в области атомной энергетики (СППНАЭ-87) состоял из 19 разделов и включал в себя 173 документа по проектированию, сооружению и эксплуатацию объектов атомной энергетики, изготовлению

важного для безопасности оборудования этих объектов, защите персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия Дальнейшее развитие подходов к обеспечению безопасности АЭС происходило в тесном взаимодействии с международным сообществом Стратегия безопасности объектов атомной энергетики, учитывающая накопленный опыт проектирования, сооружения и эксплуатации, была сформулирована Международной консультативной группой по ядерной безопасности при Генеральном директоре МАГАТЭ в документе ГМЭАО-З «Основные принципы безопасности атомных электростанций» и в дальнейшем реализовывалась в серии документов, подготовленных в рамках программы МАГАТЭ Специалисты России принимали активное участие в разработке этих документов и их пересмотре, который был начат МАГАТЭ после аварии на Чернобыльской АЭС Все основные требования документов, как по кругу охватываемых вопросов, так и по содержанию, нашли отражение в отечественных нормативах, которые по отдельным направлениям содержали не только более детальные и конкретные, но и более жесткие требования В 1990 г были введены в действие ОПБ-88 и ПБЯ РУ АС-89 Эти нормативно-технические документы базировались на существенно новой концепции безопасности, которая включала, в тч рассмотрение запроектных аварий с возможным тяжелым повреждением активной зоны вплоть до ее полного расплавления (разрушения) В старой концепции при рассмотрении проектных аварий число учитываемых в процессе их развития отказов ограничивалось принципом единичного отказа. В новой концепции для запроектных аварий это ограничение снималось, и в обязательном порядке вводилось требование о проведении анализа безопасности, основанного на сравнении с вероятностными критериями безопасности

К качественным вероятностным критериям безопасности были отнесены положения индивидуум не должен подвергаться значительному дополнительному риску, общество в целом не должно подвергаться такому риску, риск от объектов атомной энергетики не может превышать риск конкурирующей технологии, никакая единичная категория исходных событий не должна доминировать в вероятности тяжелой аварии, никакая единичная система безопасности не должна существенно влиять на вероятность разрушения активной зоны На базе этих качественных критериев в ОПБ-88 и ПБЯ РУ АС-89 были сформулированы количественные показатели безопасности, нормативно закрепленные для активной зоны -при проектировании объектов атомной энергетики следует стремиться к тому, чтобы вероятность тяжелого повреждения или расплавления активной зоны не превышала 10"5 случаев на реактор в год, для объекта в целом - при проектировании следует стремиться к тому, чтобы оцененная вероятность предельного аварийного выброса радиоактивных продуктов за пределы обьекта(приводящего к неприемлемому событию) не превышала 10"7 на один реактор в год

Одним из важнейших критериев такого рода являлся признак наличия у реактора свойства внутренней самозащищенности ПБЯ РУ АС-89 в развитие ОПБ-88 установили требования к эксплуатационным пределам, пределам безопасной эксплуатации и проектным пределам для проектных аварий ПБЯ РУ АС-89 требовали, по меньшей мере, двух независимых систем останова реактора. Кроме того, были введены требования, касающиеся улучшения характеристик топлива и систем управления и защиты В новой редакции ПБЯ РУ АС-89 требовалось, чтобы не только полный мощностной коэффициент реактивности был отрицательным, но и его составляющие (коэффициенты реактивности по удельному объему теплоносителя, температуре теплоносителя, топлива) не должны были быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и при проектных авариях Подводя итог второй главы, необходимо сделать следующие выводы создание гражданской атомной энергетики было недостаточно подготовленным как с точки зрения проработки вопросов законодательного правового регулирования, так и недостаточного в стране необходимого фонда нормативных документов и даже какого-либо свода обязательных требований, в первую очередь, к обеспечению безопасности вновь создаваемых объектов, анализ процессов формирования

нормативных фондов для проведения конкретных работ по созданию, эксплуатации, выводу из эксплуатации, утилизации ОИАЭ и работ по обеспечению, оценкам и подтверждению их безопасности показывает наличие серьезных недостатков, связанных, в первую очередь, с завышением оценки уровня безопасности российских АЭС, слабым знанием имеющегося мирового опыта и опыте эксплуатации ядерных установок военного назначения, послуживших прототипами гражданских энергетических реакторов

Глава 3 Историко-научный анализ развития отечественного реакторостроения (промышленные и энергетические ядерные реакторы) На основе историко-технического анализа выявлены основные этапы и отвечающие им поколения развития отечественных ядерных реакторов (промышленных, энергетических) Определены и проанализированы исторические уроки причин аварии на Чернобыльской АЭС

На предприятиях ядерно-топливного цикла функционировало 18 ядерных промышленных реакторов, на которых проходила наработка ядерных расщепляющихся материалов для создания и эксплуатации ядерного оружия и специальных изотопов, необходимых для создания и эксплуатации термоядерного оружия Развитие промышленных ядерных реакторов прошло следующие основные историко-технические этапы 1-й - 19451950 гг - исследования и разработки, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов для создания первых опытных образцов отечественного ядерного оружия, 2-й -1950-1956 гг -исследования и разработки, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов и специальных изотопов для создания первых опытных образцов отечественного термоядерного оружия и военного использования атомной энергии, 3-й - с 1956 - 1988 гг. -крупномасштабное производство ядерных делящихся и специальных изотопов в военных и 1ражданских целях, а также утилизация отходящего тепла в виде вырабатываемой электроэнергии и тепло- и водоснабжения технологического процесса радиохимических производств и гражданского сектора, 4-й - с 1988 г по настоящее время - конверсия военного использования промышленных реакторов Производство изотопной продукции для народного хозяйства и на экспорт

Итогом развития указанных выше историко-технических этапов явилось проектирование, конструирование и ввод в эксплуатацию трех поколений промышленных ядерных реакторов (уран-графитовых, тяжеловодных, водо-водяных)

В развитии отечественных энергетических ядерных реакторов можно выделить четыре относительно автономных историко-технических этапа 1-й этап - 1950-1980 гг. Поисковые научно-технические исследования, разработка и строительство первого и второго поколения энергоблоков атомных электростанций, 2-й этап - 1980-1986 гг. То же - для более мощных АЭС, 3-й -1986-1994 гг Ликвидация последствий аварии на Чернобыльской АЭС, разработка и проведение мероприятий, направленных на повышение безопасности действующих энергоблоков АЭС, 4-й этап - с 1994 г. по настоящее время Разработка проектов энергоблоков АЭС повышенной безопасности и их реализация за пределами России (Индия, Иран, Китай) Достройка и ввод в эксплуатацию ранее законсервированных АЭС в России (Волгодонская, Калининская и Балаковская АЭС)

В настоящее время в России работает 10 АЭС с 31 энергоблоком, 3 энергоблока строятся, 4 энергоблока находятся на стадии подготовки к выводу из эксплуатации Из общего числа - 15 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-440 и 9 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000), 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП (Билибинская АТЭЦ) и 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС) В России эксплуатируемые энергоблоки АЭС построены по проектам 60-х, 70-х и 80-х годов и введены в эксплуатацию в период с 1964 по 2004 гг

Обеспечение безопасности действующих АЭС - основное условие функционирования атомной энергетики Блоки одной мощности, построенные в разное время по разным проектам, в различной степени удовлетворяют современным правилам и нормам безопасности С точки зрения соответствия действующих энергоблоков современным НД по

безопасности их можно классифицировать следующим образом 12 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 3,4 Нововоронежской АЭС, №№ 1,2 Кольской АЭС, №№ 1,2 Ленинградской АЭС, №№ 1,2 Курской АЭС, №№1-4 энергоблока Бюшбинской АТЭЦ), суммарной мощностью 5762 МВт Все они разработаны и построены до выхода основных НД по безопасности атомной энергетики 16 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 1-3 Балаковской АЭС, №№ 1-3 Калининской АЭС, №№ 3,4 Кольской АЭС, №№ 3,4 Курской АЭС, №№ 3,4 Ленинградской АЭС, № 5 Нововоронежской АЭС, №№ 1-3 Смоленской АЭС, № 3 Белоярской АЭС), суммарной мощностью 15480 МВт Блоки спроектированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04-74 2 энергоблока с ВВЭР-320 (энергоблок № 4 Балаковской АЭС и энергоблок № 1 Волгодонской АЭС, мощностью 1000 МВт каждый, проекты которых модифицированы с учетом требований ОПБ-88/97, разработка проектов энергоблоков АЭС повышенной безопасности и ввод в эксплуатацию их за пределами России (Китай, Индия и Иран) Современные требования безопасности базируются на принципе глубокоэшелонированной защиты (последовательной системы барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров) Этому принципу не в полной мере удовлетворяют энергоблоки с ВВЭР-440 первого поколения (энергоблоки №№ 3,4 Нововоронежской АЭС и №№ 1,2 Кольской АЭС), энергоблоки РБМК-1000 первого поколения (энергоблоки №№ 1,2 Ленинградской и Курской АЭС), энергоблоки Билибинской АТЭЦ, энергоблок БН-600 Белоярской АЭС Остальные эксплуатируемые энергоблоки в большей степени отвечают современным требованиям, но и на них необходимо решить ряд вопросов по обеспечению безопасности (повышение герметичности оболочки, эффективности систем управления, контроля и электроснабжении, ресурса работы парогенераторов, улучшения укомплектования средствами диагностики и т п)

Подводя итоги третьей главы, необходимо сделать следующие выводы развитие отечественной атомной энергетики идет сложным, противоречивым путем Вместе с тем, нельзя не видеть крупных научно-технических достижений, одержанных специалистами отрасли в процессе этого развития Освоены и внедрены многие, в том числе совершенно новые по сравнению с военной промышленностью типы реакторных установок Предлагаются и воплощаются в жизнь новые научные и инженерные решения в целях повышения безопасности ОИАЭ, обеспечения их конкурентоспособности и привлекательности для потребителей в России и за рубежом В результате усилий, направленных на развитие атомной энергетики, было опробовано много конструктивных схем реакторов с различными теплоносителями, с различными структурами активных зон и видами ядерного топлива в широком диапазоне параметров и с разными энергетическими циклами Среди теплоносителей были проверены обычная вода без кипения и пароводяная смесь, водяной пар, тяжелая вода, углекислый газ, гелий, диссоциирующий газ (N204), органические жидкости, ртуть, натрий, сплав натрий-калий, свинец, сплав свинец-висмут, расплавы солей В реализуемых комбинациях были созданы различные по структуре активных зон системы корпусные и канальные гетерогенные, гомогенные (как растворные и расшивные, так и «твердые») Освоены различные замедлители нейтронов легкая вода, тяжелая вода, графит, бериллий, гидриды металлов Были освоены и использовались различные теплосиловые циклы паровой цикл с насыщенным паром и с перегревом, газотурбинный цикл, цикл с диссоциирующим газом, с прямым преобразованием (как термоэлектрический, так и термоэмиссионный) Опробованы многие композиции ядерного топлива при большом разнообразии конструкций тепловыделяющих элементов металлические сплавы, металлсодержащие керамические композиции, окись урана, карбид, нитрид, исследован не только уран, но и торий, плутоний, их смеси Из этого многообразия, подчас удивительного даже для специалистов, остался устоявшийся набор систем, составивший основу промышленного парка ядерных энергетических установок различного назначения, и перечень направлений, интерес к которым не исчерпан и которые еще ждут своего практического

развития Сохраняется признание необходимости дальнейшей разработки таких новых топливных композиций, как нитридное и карбидное топливо, но ушло из поля зрения стремление применить металлическое топливо в реакторах на тепловых нейтронах для повышения воспроизводства в них делящихся радионуклидов По-прежнему откладывается на перспективу проблема внедрения тория в топливный цикл атомной энергетики В то же время в результате проверки прошедших десятилетий ряд направлений на различных стадиях и по различным факторам потеряли перспективу Сюда можно отнести углекислый газ, органические теплоносители, диссоциирующие газы, ртуть, комбинацию тяжеловодного замедлителя с кипящей легкой водой, комбинацию тяжеловодного замедлителя с газовым теплоносителем и с органическим теплоносителем, гомогенные растворные реакторы (которые сохраняют перспективу для специальных задач) Не получили развития и могут рассматриваться как тупиковые для реакторов на тепловых нейтронах системы с перегревом водяного пара в активной зоне Помимо воды, кипящей воды, гелия, натрия сохраняют интерес к себе вода сверхкритических параметров, тяжелые жидкие металлы (свинец и свинец - висмут) и расплавы солей Эта база знаний и опыта составляет фундаментальный результат пятидесятилетнего периода развития атомной энергетики Практический промышленный итог обозначил на сегодня некую границу между «реальной» и «умозрительной» атомной энергетикой Границу реализации еще не перешли, несмотря на многолетнюю историю, высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы и использование тория в топливном цикле

Становление и развитие атомной отрасли в нашей стране исторически проходило в недрах Министерства среднего машиностроения СССР в рамках традиционно сложившейся в этом ведомстве закрытой административно-командной системы ведения внутриведомственного «хозяйства» О трудностях, возникающих со здоровьем и жизнью людей, занятых в атомной промышленности, авариях и катастрофах с выходом радиоактивности в окружающую среду и даже массовым поражением людей, не сообщалось Многие факты и проблемы, сведения о которых могли бы быть полезными, в том числе для предотвращения подобных инцидентов в будущем, оказались скрытыми Авария на Чернобыльской АЭС, переросшая в крупнейшую в истории человечества радиационную катастрофу, к сожалению, явилась самым показательным моментом - своеобразным апогеем -в развитии отечественной атомной энергетики Как никакая другая аварийная ситуация на АЭС, она высветила все слабые корневые моменты эксплуатации ядерно-энергетического комплекса Здесь и вопросы радиационно-гигиенического характера, и общие, в том числе правовые вопросы защиты населения от радиационного воздействия

Глава 4 Роль а место отечественной атомной энергетики в настоящее время Собранная автором диссертации на протяжении последних шестнадцати лет (1991-2006 гг) база данных по нарушениям в работе атомных станций и исследовательским ядерным установкам позволила провести историко-технический анализ их безопасности Кроме этого, в работе проанализирована история эксплуатации всех российских АЭС, а также выполнена прогнозная оценка перспективности работ в направлении создания экологически чистой и безопасной атомной энергетики на базе управляемого термоядерного синтеза и использованию ускорительной техники Статистические данные за период 01 01 91 г по 31 12 05 г по нарушениям в работе АЭС приведены в табл 1 Динамика нарушений за период с 01 01 92 г по 01 02 07 г в работе АЭС представлена на схеме 1 Распределение отказов по типу оборудования представлено в табл 2 Распределение отказов за период с 01 01 92 г по 31 12 05 г по типу реакторной установки (в процентах от общего количества отказов) представлено в табл 3 Из приведенной статистики видно, что на протяжении последних девяти лет именно энергоблоки с РБМК-1000 имеют тенденцию неснижения числа отказов, и поэтому именно для них необходимо развернуть уже сейчас работы по разработке проектов по выводу их из эксплуатации2

' 2005 г в этом смысле является не показательным в силу того, что энергоблоки с РБМК-1000 длительное время в этом году находились в капитальных и средних ремонтах (энергоблок № 1 Смоленской АЭС, энергоблок № 2 Ленинградской АЭС)

69 67

■ В 38 Д* 46 40 43

1111 п П П П П -

1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

Схема 1. Динамика нарушений в работе АЭС

В проектах энергоблоков первого поколения РБМК-1000 не соблюдены в полной мере требования к выбору основных и сварочных материалов и качеству сварных соединений. Продление срока эксплуатации указанных энергоблоков должно рассматриваться только при условии ежегодного контроля металла оборудования и трубопроводов. Основными причинами дефектов трубопроводов Д, 300, КМПЦ, НВК, САОР и СПИР являются: межкрисгаллитное коррозионное растрескивание металла под напряжением (МКРПН), усталость, наличие концентраторов напряжений. Коренная причина состоит в том, что при конструировании не учтена возможность сочетания ряда факторов, обусловливающих механизм МКРПН: наличие остаточных напряжений в зоне растрескивания сварных соединений; влияние внешних воздействующих факторов: коррозионно-активной среды (по содержанию кислорода, хлора, значению рН), давления, температуры; влияние химического состава и свойств металла самих трубопроводов.

Энергоблоки с РБМК-1000 второго поколения ближе к современным требованиям, т.к. они уже имеют систему локализации аварий, хотя и она не охватывает верх реактора, помещения барабан-сепараторов и питательного узла. Кроме этого, к сдерживающим факторам для дальнейшей эксплуатации энергоблоков АЭС с канальными реакторами относится почти 100 % заполненность пристанционных хранилищ радиоактивных (жидких и твердых) отходов"' и отработавшего ядерного топлива4.

За последние восемь лет отмечается тенденция к снижению общего количества нарушений в работе АЭС: с 90 нарушений в 1999 г. до 43 в 2006 г. Следует отметить, что с 1993 г. динамика автоматических остановов реакторов из критического состояния АЭС России стабильно имеет более низкие значения, чем АЭС мира и в 2005 г. отношение достигло величины 0,3.

Текущее состояние безопасности российских АЭС признано отечественными контролирующими органами как удовлетворительное и стабильное. Тем не менее, должна проводиться на постоянной основе работа по улучшению показателей безопасной эксплуатации российских АЭС.

Например, практически каждое второе нарушение имеет в основе повторяющееся аномальное событие.

200 175 -150 125 -100 75 50 -25

164

171

126

99

88

79

102

90

3 Ленинградская АЭС - ХЖРО - 97 %; Смоленская АЭС - ХЖРО - 80 %; Курская АЭС - ХТРО - 93 %; Ленинградская АЭС - ХТРО - 79 %; Смоленская АЭС - ХТРО- 83 %.

4 Ленинградская АЭС - ХОЯТ - 89 %; Курская АЭС - ХОЯТ - 95 %; Смоленская АЭС - ХОЯТ 80 %.

Таблица 1

Статистические данные по нарушениям в работе АЭС

АЭС 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005

БалАЭС 50 69 36 24 10 4 5 5 6 5 9 4 6 4 0

БелАЭС 1 2 1 1 4 2 0 0 2 1 1 1 1 2 0

БилАЭС 7 В 8 7 8 2 8 11 4 2 1 3 1 2 1

НВАЭС 14 29 32 27 19 17 21 10 15 15 8 3 11 7 8

КолАЭС 25 35 44 38 20 19 7 10 11 1 7 3 4 3 1

КлиАЭС 17 14 7 8 11 11 10 9 6 5 1 3 6 2 185

ЛенАЭС 19 14 14 5 4 11 4 8 9 14 7 8 2 12 3

КурАЭС 20 17 16 10 11 14 14 26 21 19 11 7 10 11 5

СмоАЭС 11 12 13 8 12 8 10 23 16 7 14 5 9 1 3

Итого: 164 200 171 126 99 88 79 102 90 69 59 39 51 46 40

Распределение отказов

по типу оборудования

Тип оборудования 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005

Электротехническое 48 50 33 24 23 22 25 31 8 11 14 17 12 6

Тепломеханическое 75 92 46 45 84 34 53 46 33 17 10 15 - -

Электронное 55 15 23 8 11 8 2 И 10 5 5 - - -

КИПиА 17 8 19 12 8 1 4 5 2 10 5 10 7 4

Прочие 11 4 19 10 8 4 7 9 16 16 3 8 27 30

Таблица 2

Распределение отказов по типу реакторной установки

Таблица 3

"Проект 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005

ВВЭР-440 27 32 39 26 33 18 16 18 16 15 13 8 25 4 13,1 12,5

ВВЭР-1000 46 37 38 35 35 37 18 20 22 22 34 29 4 26,1 57 5

РБМК-1000 22 25 17 27 32 35 55 46 58 54 69 41 2 52,2 27 5

ЭГП-6 4 5 6 8 2 10 и 4 3 2 103 2 4,3 2,5

БН-600 1 1 1 4 2 0 0 2 1 2 34 2 4,3 0

4 При снижении общего числа нарушений на АЭС на 6 случаев на АЭС с реакторами ВВЭР произошло увеличение числа нарушений по сравгению с 2004 годом на 10 нарушений Увеличение числа нарушений связано, в основном, с вводом в эксплуатацию энергоблока Ха 3 Калининской АЭС, на котором произошло 12 нарушений

Основное число нарушений в работе энергоблока № 3 Калининской АЭС произошло на этапах энергетического пуска и опытно-промышленюй эксплуатации и обусловлено устранением недостатков, выявленных на этапе опытно-промышленной эксплуатации АСУ ТП энергоблока, основанной на программируемыхтехнических средствах

Это указывает на то, что в процессе анализа причин нарушений в работе АЭС, при разработке и реализации корректирующих мер уроки извлекаются недостаточно эффективно Однако следует отметить, что количество повторяющихся нарушений, обусловленных действиями персонала, уменьшилось на 40 % Проведенная автором диссертации систематизация непосредственных и коренных причин нарушений в работе российских АЭС и анализ корректирующих мер, позволили сформулировать следующие основные направления улучшения качества управления и организации эксплуатации АЭС-повышение качества анализа проектных решений, изменение проектов до выполнения работ по их реализации, проведение анализа программ технического обслуживания оборудования, исчерпавшего свой ресурс или эксплуатирующегося длительное время, организация обучения руководителей смен, мастеров подразделений АЭС методам проведения целевых инструктажей перед производством ответственных работ, разработка и реализация с привлечением проектировщиков и конструкторов РУ и АЭС организационных и технических мероприятий для безопасной проверки на работающих блоках защит и блокировок, когда проектом не предусмотрены штатные устройства контроля их работоспособности, разработка требований к порядку контроля качества ТО и Р оборудования и систем, важных для безопасности, выполняемого персоналом АЭС и работниками сторонних организаций

Значительное место в четвертой главе монографии отведено анализу безопасности исследовательских ядерных установок (ИЯУ), которые играют важную роль в развитии ядерной энергетики и вопросах обеспечения ее безопасности Хотя они имеют более низкую мощность и, соответственно, меньшее количество радиоактивных веществ, образующихся при эксплуатации ИЯУ, их потенциальная опасность для населения и окружающей среды все же велика в силу ряда специфических особенностей, важных для безопасности, таких как высокая частота переходных режимов при работе (пуски, остановы, изменения мощности в широком диапазоне, динамические эксперименты), при которых чаще всего и происходят нарушения в работе ИЯУ, частые перегрузки активных зон и постоянное перемещение облученных изделий (на исследования, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т д ), высокая цикличность нагрузок на основное оборудование активных зон и первого контура вследствие большого количества малых по продолжительности кампаний, высокая плотность нейтронного потока в активных зонах исследовательских реакторов, приводящая к быстрому набору предельного флюенса на элементы активных зон и повышению вероятности их отказов, наличие высокообогащенного топлива, которое обостряет проблему нераспространения ядерных материалов и требует эффективных систем их учета и физической защиты, оснащенность экспериментальными устройствами и связанные с ними особенности эксплуатации, меньшее, чем у энергетических реакторов, количество физических барьеров, препятствующих распространению продуктов деления

На настоящий момент в ядерных научно-исследовательских центрах России (РНЦ «Курчатовский институт», г Москва, ФГУП «Физико-энергетический институт», г Обнинск, Институт теоретической и экспериментальной физики, г Москва, Научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники, г Москва, Научно-исследовательский институт атомных реакторов, г Димитровград, Научно-исследовательский институт приборостроения, гЛыткарино, Московская обл и др ) эксплуатируется 69 ИЯУ За последние десять лет количество ИЯУ в России сократилось ~ в 2 раза.

По уровню потенциальной опасности, которую они представляют, все ИЯУ можно классифицировать на следующие основные группы

1-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 100 МВт, для которых возможны запроектные аварии по всем уровням Международной Шкалы Событий Реакторы этой группы предназначены, главным образом, для испытаний материалов и оборудования для атомной энергетики,

2-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт, предназначенные для учебных целей, фундаментальных физических исследований и производства радиоактивных изотопов,

3-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 1 МВт, критические и подкритические стенды практически нулевой мощности, не требующие систем принудительного аварийного расхолаживания активной зоны К этой же группе могут быть отнесены импульсные реакторы

Максимальный объем требований по безопасности, содержащихся в нормах и правилах, применим к 1 -ой и 2-ой группам реакторов вышеприведенной классификации Сокращение объема требований для 3-ей группы ИЯР возможно только с учетом наличия у них свойств самозащищенности и на основе конкретных обоснований безопасности, представляемых их владельцами для проведения независимой экспертизы Разделение ИЯУ на действующие, находящиеся на консервации и выводимые из эксплуатации представлено в табл 4

Проблема физического и морального износа технических средств, в первую очередь, относится к установкам, введенным в эксплуатацию в период 1950-1970 г г Обновление их материальной части в последнее десятилетие проводилось в недостаточной мере Это можно объяснить тремя основными исгорико-техническими причинами прекращение производства на российских предприятиях оборудования, элементной базы систем и устройств, предусмотренных проектами установок 30-ти - 50-ти летней давности, значительным сокращением традиционных связей с оказавшимися после распада СССР за пределами России предприятиями - поставщиками оборудования в проектной комплектации, длительными сроками пересмотра решений, изначально заложенных в проект ИЯУ, для обоснования необходимости и возможности замены устаревшего оборудования новыми разработками и/или корректировки технических схем изменяемых систем в случае использования имеющихся образцов-аналогов, близких по своим характеристикам к заменяемым

Таблица 4

Распределение ИЯУ на действующие, выводимые из эксплуатации и строящиеся

Тип ядерной исследовательской установки Деятельность

Эксплуатация Вывод из эксплуатации (включая режим окончательного останова) Сооружение

Исследовательские реакторы 25 6 2

Критические стенды 32 2 -

Подкритические стенды 12 2 1

Итого 69 10 3

Из 25 действующих исследовательских ректоров 50 % имеют длительность эксплуатации 30 и более лет Аналогичная ситуация сложилась с критическими и подкритическими стендами (46 %) На протяжении ~ 30 лет продолжается строительство исследовательского реактора ПИК (г Гатчина), который при благоприятных финансовых условиях может быть введен в эксплуатацию только после 2007 г Основными задачами и проблемными вопросами являются мероприятия по продлению сроков службы ИЯУ и выводу их из эксплуатации, обеспечение безопасности за вывозом ОЯТ и РАО с территорий научных центров6 Сравнительная оценка нарушений за последние пять лет (2001-2005 гг ) показывает (см схема 2), что несмотря на тенденцию к снижению числа отказов элементов ИЯУ, за 2005 г произошло увеличение их количества (на 47 %), что связано со старением элементной базы электронных и электромеханических компонентов

6 С 1989 г не вывозится ОЯТ с ИРТ-Т МИФИ

На ИЯУ идет смена поколений, по разным причинам увольняется опытный персонал, имеют место случаи неукомплектованности служб и персонала ИЯУ (ГНЦ РФ НИИАР, ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», МИФИ и других эксплуатирующих организаций) Ситуация характеризуется снижением престижности профессии, недостаточным притоком молодых специалистов, сокращением общей численности персонала. Наиболее частые ошибки персонал допускает в связи с ремонтом и заменой контрольно-измерительных приборов На схеме 2 приведена динамика нарушений в работе ИЯУ в период с 1994 г по 2006 г

100-, 806040 20 0

96

67

58

47 47

84

50 47

I пм|" I

1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006

Схема 2 Динамика нарушений в работе исследовательских ядерных установок

Ранее существовавшая устойчивая тенденция к снижению общего количества нарушений на ИЯУ России в последние два года изменилась на противоположную На изменение тенденции повлияло, в основном, значительное увеличение числа нарушений, связанных с отклонениями в работе внешних электрических сетей Так в 2004 году из 32 нарушений 15 (47 %), а в 2005 году из 50 нарушений - 28 (56 %) связано с отклонениями в их работе Необходимо отметить, что отклонение в работе внешних электрических сетей может привести к внеплановой остановке нескольких ИЯУ Так, отклонение в работе сети Ульяновскэнерго 27 03 2005 г привело к одновременной остановке четырех ИР ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» (СМ-3, МИР М1, БОР-бО, ВК-50) Системная авария, произошедшая 25 05 2005 г в электрических сетях РАО «ЕЭС России», привела к внеплановой остановке ИР ИРТ-МИФИ (МИФИ), ВВР-ц (филиал ФГУП «НИФХИ»), ИБР-2 (ОИЯИ), КС ФС-1М, БФС-1 (ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ») Очевидно, что снижение надежности сетей внешнего электроснабжения требует проведения определенных мероприятий по повышению устойчивости ИЯУ

Значительное место в четвертой главе монографии отведено перспективам создания экологически чистой и безопасной атомной энергетики, прогнозным оценкам перспективности направлений развития атомной энергетики на базе работ по управляемому термоядерному синтезу, а также перспективности НИОКР по использованию ускорительной техники совместно с реакторной установкой

Термоядерный синтез предлагает долговременный безопасный источник энергии с практически неисчерпаемыми запасами топлива и существенными экологическими преимуществами К их числу относятся следующие в нем не может иметь место ситуация неконтролированного роста мощности, низкое остаточное энерговыделение в материалах реактора после его остановки гарантирует целостность конструкции в случае прекращения активного охлаждения, в термоядерном реакторе (ТЯР) не могут образоваться в результате ядерных реакций делящиеся материалы и актиниды, и, соответственно, они не участвуют в топливном цикле, в отработанных материалах отсутствуют продукты деления, радиоактивность материалов ТЯР достаточно низка, чтобы позволить выдержку и поверхностное захоронение части материалов непосредственно на площадке реактора, даже в гипотетических аварийных ситуациях на термоядерной электростанции эвакуация населения может не требоваться, в инфраструктуре термоядерный энергетики отсутствует

процедура предварительной химической обработки отходов перед рефабрикацией или захоронением Кроме этого, оценки показывают, что стоимость производства энергии в ТЯР может быть сравнима со стоимостью энергии, производимой АЭС

Существенны и те обстоятельства, что производство термоядерной энергии может быть реализовано в то время, когда перспективы использования других источников энергии могут стать неясными при том, что стабильное развитие отдельных стран и регионов требует обеспечения достаточным количеством производимой энергии по доступной стоимости Развитие различных регионов будет идти различными темпами, и требования к источникам энергии и инфраструктуре энергетики будут отличаться

В середине 50-х годов основные ядерные страны начали широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу Первый «Токамак» был построен в СССР в Институте атомной энергии им И В Курчатова в 1956 г

Первый этап исследований систем с магнитным удержанием плазмы выявил заметное преимущество токамака над другими возможными конфигурациями плазмы, и в семидесятые годы на «Токамаках» первого поколения (Т-7, Т-10, Т-11 в России, PLT и DIII-D в США, ASDEX и TFR в Европе, JFT-2 в Японии и др ) были получены высокие параметры плазмы с температурой в несколько кэВ Плотность плазмы в них достигала 1020 м-3 Выли разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, различные плазменные диагностики и системы управления плазмой Эксперименты показали также необходимость использования диверторной конфигурации плазмы На втором этапе в 80-90-х годах вошли в строй большие экспериментальные «Токамаки» второго поколения (JET и TOR-SUPRA в Европе, TFTR в США, JT-60 в Японии), предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору На них исследованы критерии удержания плазмы, уточнены пределы плазменных параметров и конфигураций Большинство исследований было проведено на водородной плазме, однако на установках JET и TFTR были выполнены эксперименты с дейтериево-тритиевой плазмой с параметрами, приближающимися к параметрам термоядерного реактора. Максимальная мощность термоядерной реакции составила 16 МВт в JET, что соответствует равенству мощностей термоядерной реакции и нагрева плазмы Для работы экспериментального термоядерного реактора это отношение должно быть увеличено на порядок На этом поколении «Токамаков» были успешно опробованы основные технологические системы, важные для создания экспериментального реактора сверхпроводящие магнитные системы, способные создавать поле с индукцией 5-7 Тл на оси плазмы, тритиевые системы, приемные элементы дивертора и др Важные шаги в интеграции физических параметров были сделаны в экспериментах на JET, TFTR и JT-60, послуживших базой при разработке экспериментального реактора ИТЭР Третьим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем демонстрационного термоядерного реактора (ДЕМО) Начало этого этапа относится к проектам 80-х годов, таким как NET в Европе, FER в Японии, TIBER в США, OTP в России и др При разработке проектов во всех ведущих странах стало ясно, что для их перехода к промышленному внедрению от экспериментальных плазменных установок естественным и необходимым является международное сотрудничество, уменьшающее затраты каждой страны и позволяющее реализовать более продвинутые параметры и технические решения, чем могла бы сделать каждая страна в одиночку Завершением этапа явилась разработка Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР), завершившая в 1998 г выпуском первого варианта технического проекта в объеме, достаточном для принятия решения о строительстве В настоящее время ИТЭР является стержнем термоядерных программ ведущих стран и тесно связан с физическими и технологическими программами в области управляемого термоядерного синтеза Предполагаемое время его

строительства (Франция) и ввода в эксплуатацию - 2050 г, с последующим проведением двадцатилетней экспериментальной программы

Итоги четвертой главы монографии сформулированы следующим образом опыт создания и эксплуатации отечественных АЭС позволяет реально оценить ее достоинства и недостатки, создать основу для реалистического взгляда в будущее Прекратившийся более чем 20 лет назад быстрый рост мощностей АЭС также дает основание утверждать о завершении начальной стадии развития атомной энергетики, определяющей ее место в энергетическом балансе, и, тем самым, позволяет провести предварительные оценки значимости атомной энергетики в экономике, энергетике и социальной жизни сообщества, реальное понимание причин, замедливших развитие атомной энергетики, дает возможность внести необходимые коррективы в современные программы развития и вынуждает провести ревизии ранее разработанных стратегий ее дальнейшего развития Среди важнейших итогов этого периода развития можно отметить следующие атомная энергетика доказала свою жизнеспособность, атомная энергетика показала свои потенциальные возможности в обеспечении энергетических потребностей мира без видимых (на сегодня) ограничений их масштаба, атомная энергетика продемонстрировала свои достоинства и недостатки, в том числе отсутствие топливных ограничений при любом сценарии развития, относительная стабильность эксплуатации и относительно слабое воздействие внешних факторов, атомная энергетика утвердилась, как новая энергетическая альтернатива в мировом энергетическом балансе Но в то же время стало очевидным, что атомная энергетика является серьезным источником радиоактивного загрязнения, где одной из важнейших является проблема загрязнения атмосферы долгоживущими изотопами Кг83, С14 и др Необходимо искать пути уменьшения выхода этих и других радионуклидов в атмосферу, с ростом атомной энергетики, а также широкомасштабного вывода из эксплуатации энергоблоков отечественных АЭС и исследовательских ядерных установок будет возрастать количество радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива То и другое необходимо содержать изолированными вне биосферы сотни тысяч лет Безопасное захоронение радиоактивных отходов является чрезвычайно важным вопросом, требующим международного сотрудничества. Кроме этого, накопленный опыт показал, что при развитии атомной энергетики необходимо проводить тщательный теоретический анализ предельно возможных аварий во всех ее звеньях Необходимо изучать схемы АЭС, позволяющие уменьшить водопотребление и перейти на воздушное рассеяние сбросного тепла, прогнозы по вопросам воздействия широко развитой сети АЭС на окружающую среду содержат ряд неопределенностей и априорных посылок Для уточнения ситуации необходимо развивать подобные исследования в нашей стране, в том числе по изучению радиологической емкости биосферы Эти выводы показывают, что атомная энергетика еще не является окончательно сформировавшейся альтернативой с установившейся (стабильной) структурой, позволяющей эффективно использовать ее возможности, и имеет потенциальные возможности, которые предстоит осваивать мировому сообществу в ближайшей перспективе на основе уже достигнутых результатов, и в долгосрочной перспективе, для прогнозирования атомной энергетики необходимо развернуть работы по созданию комплекса ее математической модели с учетом всех аспектов организации функционирования топливных циклов Такая модель позволит объективно сравнивать различные варианты развития атомной энергетики и прогнозировать оптимальную структуру атомной энергетики будущего

Для устойчивого развития атомной энергетики предлагается реализовать следующие рекомендации

Рекомендации по сооружению для осуществления эффективного ввода блоков АЭС необходимо сформировать механизм управления реализацией проектов на всех этапах жизненного цикла АЭС, а также программой строительства крупной серии объектов, централизовать управление проектом сооружения блока (ресурсы и инженерный потенциал организаций, участвующих в строительстве), усилить коллективы специализированных, проектно-конструкторских, строительно-монтажных и пуско-наладочных предприятий с

формированием современного подхода к выполнению своих работ как к бизнесу, создать механизм аккумулирования опыта для использования при поточном строительстве (научное обоснование и сопровождение)

Рекомендации по вводу в эксплуатацию- основные проблемы, требующие решения, для эффективного ввода в эксплуатацию новых энергоблоков отсутствие полного и качественного проекта и рабочей документации в полном комплекте, позволяющих сооружать серийные блоки для работы в XXI веке, проблемы с изготовлением качественного оборудования, которое удовлетворяло бы требованиям по надежности, нехватка квалифицированного персонала проектировщиков, строителей и монтажников, наладчиков, эксплуатационников, отсутствие четко выстроенной вертикали нормативной документации по всем стадиям работ на блоке, сложности с организацией договорной работы, выбора оборудования, обоснования инвестиций, острая необходимость пересмотра комплекса нормативных документов, предъявляющих требования к работам на стадиях проектирования, сооружения и пуско-наладочных работ, а также к их качеству

Рекомендации процесса вывода из эксплуатации1 вывод из эксплуатации ОИАЭ является самостоятельным технически - и наукоемким направлением в области использования атомной энергии, который является наиболее актуальным сегодня как в нашей стране, так и за рубежом, необходимо внесение существенных коррективов в стереотипы по вопросам вывода из эксплуатации ОИАЭ, установившиеся у нас в стране Это касается, в первую очередь, переоценки принятой в России национальной концепции вывода из эксплуатации ОИАЭ, необходимо совершенствование законодательной и нормативной базы по безопасности в области использования атомной энергии в части вопросов вывода из эксплуатации ОИАЭ, к первоочередным проблемам, требующим обязательного решения, должна быть отнесена необходимость скорейшей разработки рабочих проектов вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС, ИЯУ и промышленных реакторов

Рекомендации по совершенствованию проектных и конструкторских решений* в атомной энергетике накоплен значительный опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР, который должен быть максимально использован в проекте АЭС-2006 с РУ В-392М Это касается, в первую очередь, следующих проблем повышение надежности оборудования, в том числе, за счет применения для изготовления трубопроводов и оборудования материалов, а также изготовления трубок парогенераторов из материалов более стойких к коррозионному повреждению, принятия в новых проектах таких проектно-компоновочных решений, которые в полтора-два раза сократили бы продолжительность ремонтов основного оборудования АЭС, современные пере1рузочные машины должны допускать повышение скорости перемещения TBC и существенно сократить время на перегрузку топлива в активных зонах реакторов, внедрение в проекте новых АЭС основного оборудования и систем безопасности, позволяющих повысить радиационную безопасность и существенно сократить размеры санитарно-защитной зоны вокруг АЭС, в проекте АЭС-2006 должен быть предусмотрен полный набор современных, испытанных в практике АЭС, установок по обращению и переработке РАО, в новых проектах АЭС должны предусматриваться современные аварийные центры в защищенных пунктах управления противоаварийными действиями, для уменьшения отказов и увеличения сроков службы трубопроводов и оборудования 1 и 2 контуров необходимо применение новых материалов, химических технологий, применение устаревшего электротехнического оборудования и теплотехнического оборудования в будущих проектах недопустимо, необходимо создание конкурентоспособной АСУ ТП на базе отечественных средств программируемой техники с учетом опыта ведущих зарубежных фирм, повышение КПД технологических процессов, уменьшение длительности ремонта блоков (ремонт по состоянию) и эксплуатационных издержек

Рекомендации в области обращения с РАО и ОЯТ в первую очередь, применять отечественные технологии хранения и радиохимической переработки ОЯТ, в т ч неводные («сухие») процессы, необходимо создание в атомной отрасли структуры, обеспечивающей

сбор, кондиционирование, временное хранение РАО, вывод из эксплуатации объектов, реабилитацию загрязненных в результате предыдущей деятельности атомной промышленности территорий, эксплуатацию временных хранилищ Эта организация должна быть отделена от поставщиков отходов, она обеспечивает эксплуатацию региональных и федеральных хранилищ (могильников) РАО, предназначенных для окончательной изоляции отходов Ведомственные временные хранилища РАО передаются в ведение этой организации после придания им статуса хранилищ для окончательной изоляции РАО Также на эту организацию должно быть возложено научное, технологическое и организационное обеспечение функционирования системы радиационно-экологической безопасности территорий

Рекомендации по управлению персоналом* для улучшения работы АЭС, кроме решении ряда технических вопросов, нужно в первую очередь обратить внимание на организацию управления персоналом Опыт работы крупнейших энергокомпаний показывает, что определяющими факторами в организации эффективной системы управления персоналом на АЭС является отбор и специальная подготовка руководящих специалистов, прежде всего, уровня директоров АЭС и их заместителей При этом в системе подготовки самих этих руководителей первостепенное значение уделяется изучению и внедрению имеющегося отраслевого и внешнего опыта по повышению мотивации, четкому распределению ответственности персонала за результаты своей работы, организации социального климата на АЭС, способствующего командной работе всего персонала

Глава S Историко-научный анализ развития реакторных установок транспортного, транспортабельного и специального назначения Эта глава монографии посвящена историко-техническому анализу развития транспортных, транспортабельных атомных паро-производящих установок, а также истории создания ядерных энергетических установок специального назначения (авиация и космос)

В начале 50-х годов прошлого века по инициативе И В Курчатова и А П Александрова в России началось проектирование и строительство атомных ледоколов Использование атомных энергетических установок на ледоколах было не случайным Эффективность надежного и безопасного движения судна во льдах в сопровождении ледоколов зависит от количества и тактико-технических данных ледоколов, прежде всего, мощности, водоизмещения и автономного плавания Энергия ядерного топлива позволяет создавать эффективные установки большой мощности и обеспечивает практически нео!раниченную автономию плавания Центральное конструкторское бюро «Айсберг» (г С-Петербург) спроектировало первый в мире атомный ледокол «Ленин» Ледокол был построен на Адмиралтейском заводе в Ленинграде и передан Мурманскому морскому пароходству 3 декабря 1959 г Энергетическая установка ледокола представляла собой атомную паропроизводящую установку (АППУ), состоящую из трех водо-водяных реакторов (реактор ОК-150) В феврале 1965 г во время плановых ремонтных работ на реакторе № 2 «Ленин» произошла авария В результате ошибки, допущенной операторами АППУ, активная зона на некоторое время была оставлена без воды, что вызвало частичное повреждение примерно 60 % тепловыделяющих сборок (TBC) При поканальной перегрузке удалось выгрузить лишь 94 TBC Остальные 125 TBC оказались неизвлекаемыми из активной зоны Эта часть отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) была выгружена вместе с экранной сборкой и помещена в специальный контейнер, который был заполнен твердеющей смесью на основе футурола и затем хранился в береговых условиях около 2 лет В августе 1967 г реакторный отсек с АППУ ОК-150 и собственными герметичными переборками был затоплен непосредственно с борта ледокола «Ленин» через днище в мелководном заливе Цивольки в северной части архипелага Новая Земля на глубине 40-50 м Перед затоплением отсека из реакторов было выгружено ОЯТ, а их первые контуры промыты, осушены и герметизированы К моменту аварии реакторы и судовая ядерная энергетическая установка проработали около 25000 час По результатам аварии принято решение заменить АППУ первого поколения на установку второго поколения (реактор ОК-900) Эта операция была

выполнена в период с 1967 по 1970 год на заводе «Звездочка» в г Северодвинске Первый атомный ледокол работал в течение 30 лет, был выведен из эксплуатации в декабре 1989 г, из него было выгружено топливо и радиоактивные отходы, и сейчас на его борту планируется создать музей

Интенсивная разработка газовых, нефтяных и горнорудных месторождений на Севере Сибири потребовала дальнейшего развития морской транспортной системы и увеличения периода навигации в Арктике На основе опыта работы ОК-900 на ледоколе «Ленин» было принято решение о постройке новой серии более мощных ледоколов с АППУ Программа строительства новых судов стала выполняться с начала 70-х годов Она основана на применении унифицированного серийного оборудования для ледоколов Такой является реакторная установка ОК-900 с АППУ производительностью до 240 т/ч, главные турбинные энергоблоки, вспомогательные турбинные и лопастные двигатели электрической системы движения и тд Строительство первого ледокола нового поколения «Арктика» было закончено в апреле 1975 г на Балтийском заводе (г С-Петербург) В 1977 г был построен второй ледокол «Сибирь» В 1985 г ледокол «Россия» был передан Мурманскому морскому пароходству, а затем, в 1990 г - ледокол «Советский Союз» и в 1992 г - «Ямал»

В то же время продолжалось создание достаточно мощного ледокола с малой осадкой, способного сопровождать суда с грузами на мелководье в отдаленные районы арктического побережья Четыре дизельных ледокола типа «Капитан Николаев» мощностью 16,5 МВт и осадкой около 8 м были построены в Финляндии Однако зги ледоколы не смогли решить проблему зимней навигации в Арктике, они не смогли преодолеть льды в Енисейском заливе Транспортные суда и ледоколы были сдавлены льдами до конца зимы Эти обстоятельства заставили вернуться к проблеме атомных ледоколов с малой осадкой Был разработан совместный российско-финский проект для такого типа ледоколов Ледоколы были построены на верфи «Вяртсиля Марин» в г Хельсинки Сборка атомной установки производилась на Балтийской заводе в гС-Петербурге Первый ледокол этого класса «Таймыр» был принят в эксплуатацию в 1989 г Второй «Вайгач» в 1990 г Эксплуатация этих ледоколов позволила вести круглогодичную стабильную навигацию в западном секторе Арктики Ледоколы оснащены одной атомной установкой КЛТ-40 тепловой мощностью 135 МВт и паропроизводительностью 240 т/ч На случай отказа АППУ имеются три дизель-генератора, два из которых управляют гребными винтами и обеспечивают скорость ледокола около 10 узлов На ледоколе имеется только один тип тока - переменный Эксплуатация ледокола подтвердила надежность оборудования и его высокие ходовые качества В начале 80-х одновременно с созданием нового - третьего поколения атомных ледоколов ЦКБ «Балсудпроект» (г С-Петербург) разработало проект транспортного судна с АППУ Это был лихтеровоз «Севморпуть» усиленного ледового класса, который предназначался для транспортировки грузов в труднодоступные районы арктического побережья во время летней навигации Это судно было построено на судостроительном заводе «Залив» в г Керчь (Украина) Судно эксплуатируется с декабря 1988 г, оно оснащено одной реакторной установкой АППУ КЛТ-40 (ЬСЛТ - контейнеровоз-лихтер-танкер) С 1991 г ведется строительство атомного ледокола «50 лет Победы», пуск которого намечен на 2007 г На сегодняшний день в эксплуатации на атомных ледоколах и лихтеровозе установлены 13 реакторных установок типа ОК-900 и КЛТ-40 Проблемным вопросом является продление срока службы и ресурса основного оборудования атомных паропроизводящих установок, назначенные ресурс и срок службы которых были установлены в пределах 50-60 тыс часов и 10-12 лет соответственно В соответствии с межотраслевой целевой программой в ФГУП «Атомфлот» ведутся работы по продлению ресурса паропроизводящих установок атомных судов до 150000 часов и срока до 30 лет Течь трубной системы парогенераторов является наиболее частым нарушением в эксплуатации атомных судов Их количество остается достаточно высоким - 2005 г - 10, 2004 г - 9, 2003 г - 13, 2002 г - 19 Начало разгерметизации парогенератора наблюдается, как правило, при наработке 40-50 тыс часов Растет количество выхода из строя электромеханического оборудования Причина -

превышение показателей надежности (ресурса и срока службы), установленных проектной документацией Следует также особо отметить, что отдельное оборудование, важное для безопасности, ресурсный срок эксплуатации которого истекает или истек, продолжает работать Необходимо проведение комплекса работ по продлению срока службы атомных судов До настоящего времени отсутствует концепция утилизации атомных судов после окончания срока их эксплуатации Эксплуатационные происшествия за период с 01 01 94 г по 31 06 06 г представлены на схеме 3 Особую озабоченность вызывает хранение ОЯТ на шгавтехбазе (птб) «Лепсе» Вследствие длительного хранения все ядерное топливо, находящееся в хранилище птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное, не вписывающееся в существующую транспортно-технологическую схему, а также в технологию переработки ОТВС, принятую на ПО «Маяк» В баках хранилища высокая суммарная радиоактивность, в связи, с чем экипаж птб «Лепсе» размещен в береговой «Деревне Лепсе», сооруженной у причала ОАО «Мурманское морское пароходство»

29

1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006

Схема 3 Эксплутационные происшествия, зарегистрированные на АППУ атомных ледоколов7

На основе историко-технического анализа в пятой главе монографии рассмотрены вопросы становления и развития отечественного транспортабельного направления Определены поколения атомных подводных лодок н соответствующие им поколения АППУ

Первое поколение отечественных АЛЛ проекта 627 было построено в 1958 году, через четыре года после американской АЛЛ «Наутилус» СССР практически сразу начал создавать серийные боевые лодки трех основных классов торпедные, с баллистическими и крылатыми ракетами Первые два типа АЛЛ строились в г Северодвинске, а постройка АЛЛ с крылатыми ракетами началась в г Комсомольске-на-Амуре В 1958-1964 годах флот получил 13 торпедных АЛЛ проектов 627, 627А, 8 АЛЛ с баллистическими ракетами проекта 658 и 5 лодок проекта 659 с крылатыми ракетами Кроме того, в 1963 году вошла в строй опытная торпедная АЛЛ проекта 645 В отличие от всех остальных АЛЛ первого поколения с водо-водяными АППУ, последняя имела установку с жидкометаллическим теплоносителем В 1963-1968 годах в г Северодвинске и г Комсомольске-на-Амуре было построено еще 29 АЛЛ первого поколения проекта 675 с крылатыми ракетами Советские конструкторы, в отличие от американских, не рискнули создавать первую АЛЛ без дублирования энергетической установки Главной отличительной особенностью АЛЛ первого поколения были два реактора и двухвальность

АПЛ второго поколения вступали в строй с 1967 года Строительство советских АЛЛ второго поколения развернулось на пяти заводах страны В 1967 - 1974 годах была создана эффективная морская стратегическая система - 34 АПЛ проекта 667А с 16-ю баллистическими ракетами Техническая целесообразность и перспективность решений, положенные в основу проекта и его ракетного комплекса, обеспечили возможность

7 Инциденты на АППУ ледоколов в 2006 г представлены за период с010106г по31 06 06г

поэтапной модификации В 60 - 80-х годах было построено 77 АЛЛ проектов 667А, 667АУ, 667Б, 667БД, 667БДР и 667 БДРМ с постоянно улучшающимися характеристиками как АЛЛ, так и их оружия

Параллельно совершенствовались подводные силы общего назначения В 1967 - 1980 годах ВМФ СССР получил 17 АЛЛ проектов 670, 670М с тактическими противокорабельными ракетами Это были первые советские одновальные АЛЛ с одним реактором Создание многоцелевых АЛЛ шло по двум направлениям В 1967 - 1992 годах на трех заводах построено 48 АЛЛ проектов 671, 671РТ и 671РТМ АЛЛ проекта 671РТМ, как и АЛЛ проекта 667БДРМ, были по своим характеристикам промежуточными кораблями между вторым и третьим поколением Одновременно создавались уникальные противолодочные АЛЛ проектов 705, 705К Эти скоростные титановые автоматизированные АЛЛ опередили свое время Внедрение многочисленных новшеств в небольшой АЛЛ было связано со значительными трудностями Всего построено 7 АЛЛ этого типа с жидкометаллической АППУ К началу 80-х годов резко улучшились качественные характеристики военно-морской техники

Начало работ по созданию АЛЛ третьего поколения в истории атомного подводного кораблестроения, который не закончился и сегодня, относится ко второй половине 70-х -началу 80-х годов Первая АЛЛ третьего поколения вошла в строй на рубеже 80-х годов Впервые создание подводных систем с сопоставимыми характеристиками в СССР и США произошло практически одновременно Параллельно строились стратегические АЛЛ проекта 941 (6 единиц) с 20-ю твердотопливными баллистическими ракетами - крупнейшие АПЛ в истории подводного флота - и АПЛ проектов 949, 949А (13 ед ) с 24 крылатыми ракетами Продолжалась постройка стратегических АПЛ проекта 667БДРМ Новое поколение многоцелевых АПЛ появилось в середине 80-х годов В г Горьком (г Н-Новгород) было построено 4 титановых АПЛ проектов 945 и 945А, а в г Комсомольске-на-Амуре и г Северодвинске - 13 стальных АПЛ проекта 971 В 1983 году передана ВМФ опытная глубоководная титановая АПЛ проекта 685 с глубиной погружения до 1000 м - самая глубоководная боевая лодка До последнего времени многономенклатурность была серьезным недостатком атомного подводного флота Одна из причин - избыточность проектной и научно-исследовательской базы Решение об оптимальных путях развития подводной техники зачастую не принималось на стадии научно-исследовательских или проектных работ В опытное производство и даже в серию нередко параллельно шли два и более проектов близкого назначения Например, в 60-х годах одновременно строились атомные и дизель-электрические лодки с одинаковым вооружением Частично это можно было оправдать ненадежностью первых АЭУ Практически до начала 80-х годов одновременно строились АПЛ с водо-водяными установками и с АППУ с жидкометаллическим теплоносителем, хотя США отказались от последнего проекта еще на рубеже 60-х На момент распада СССР на российских заводах в различной степени готовности только для ВМФ строились 36 подводных лодок, в том числе 29 - атомных Часть из них была достроена, постройка ряда кораблей в малой степени готовности была прекращена, а некоторые до сих пор на стапелях ждут решения своей участи Сегодня в России продолжается вялотекущая достройка АПЛ третьего поколения, начата постройка кораблей четвертого поколения, строятся дизель-электрические лодки Строительство АПЛ практически полностью сосредоточено в г Северодвинске Проектирование лодок четвертого поколения, начатое еще в 1977 - 1978 годах, по различным причинам затянулось Первыми пошли в постройку многоцелевые АЛЛ Головная из них - «Северодвинск» заложена в декабре 1993 года В ноябре 1996 года заложены головные стратегические ракетоносцы четвертого поколения «Юрий Долгорукий», «Александр Невский» и «Владимир Мономах» Однако постройка этих кораблей, в условиях, когда военное кораблестроение во всем мире переживает глубокий кризис, при существующем уровне финансирования ведется низкими темпами

Атомные паро-производящие установки (АППУ) АЛЛ также делятся на четыре поколения Работа над созданием первого поколения АППУ занимались многие конструкторские бюро, заводы и предприятия бывшего Советского Союза Необходимо было решить ряд новых инженерно-конструкторских задач В первую очередь - создание энергетического блока атомного корабля, те создание реакторной установки, систем и механизмов, обеспечивающих ее работу Научным руководителем разработок был назначен академик А П Александров, главным конструктором по энергетике - академик Н А Доллежаль Для АЛЛ был выбран водо-водяной реактор, аналогов которому в стране не существовало Работы над реактором такого типа для АЭС начались только в 1955 году При разработке водо-водяных реакторов возник ряд новых важных вопросов, которые для уран-графитовых реакторов были мало существенными В первую очередь, это касалось оптимизации тепловой схемы реакторов и поиска параметров, схемы регулирования нейтронных процессов в реакторе, методов нейтронно-физического расчета, проблем глубокого выгорания ядерного топлива и накопления осколков деления и235, создания теплотехнической модели атомной установки, разработки схемы автоматического управления атомной установкой В результате была создана малогабаритная, высоконапряженная и высокоманевренная ЯЭУ, удовлетворяющая требованиям подводной лодки

Создание транспортной атомной установки для того времени было большим техническим достижением Однако с точки зрения ядерной и радиационной безопасности АППУ имела ряд серьезных недостатков, которые и стали причиной множества аварий и поломок За весь период эксплуатации АППУ первого поколения произошло пять ядерных аварий с водо-водяными реакторами {К-19 - 1961 г, К-11 - 1965 г, К-222 - 1980 г, К-431-1985 г и К-192-1989 г) Кроме того, имели место аварийные происшествия с атомными установками, в результате которых ухудшалась радиационная обстановка в отсеках подводной лодки К основным недостаткам атомных установок первого поколения с точки зрения их ядерной и радиационной безопасности можно отнести большую пространственную распределенность и большой объем первого контура, наличие трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование Это создает серьезные проблемы в организации защиты при аварийной разгерметизации первого контура, а также при разрыве многочисленных импульсных трубок, соединяющих первый контур с контрольно-измерительными приборами Другими недостатками являются невысокая надежность оборудования и большие его массово-габаритные характеристики, практически отсутствие автоматизации процесса управления атомной установкой, низкая надежность и недостоверность показаний контрольно-измерительных приборов, а также систем управления и защиты ядерного реактора, недостаточная прочность третьего барьера безопасности (аппаратной выгородки, парогенераторной выгородки, насосной выгородки, выгородки СУЗ), недостаточно надежная система контроля за ядерными процессами, происходящими в реакторе В настоящее время, все подводные лодки первого поколения выведены в отстой с целью их дальнейшей утилизации В дальнейшем проблемы этих кораблей будут связаны только с выгрузкой ядерного топлива из реактора, дезактивацией оборудования реакторного отсека, захоронением радиоактивного оборудования этих кораблей

АППУ второго поколения создавалась исходя из опыта эксплуатации первого поколения и с учетом ее недостатков В период ее создания в нашей стране концепция безопасности АППУ находилась на первом этапе своего развития Предполагалось, что за счет обеспечения высокого качества трубопроводов, оборудования и других компонентов АППУ можно будет избежать серьезных аварий Исходя из этого, для АППУ первого и второго поколений в качестве максимальной проектной аварии рассматривалась течь теплоносителя конечного размера, поэтому жестких требований к системам локализации аварий не предъявлялось Также не предусматривались возможности расхолаживания атомной установки в условиях полного обесточивания подводной лодки Исходя из опыта

эксплуатации первого поколения, где главные «неприятности» приносили течи воды из первого контура во второй (в основном через парогенераторы) и течи наружу (в насосные аппаратные и парогенераторные выгородки), для второго поколения были внесены существенные конструкционные доработки Прежде всего, была изменена компоновочная схема атомной установки Она оставалась петлевой, однако были существенно сокращены пространственная распределенность и объемы первого контура Применена схема труба в трубе и схемы навешанных насосов первого контура на парогенераторы Сокращено количество трубопроводов большого диаметра, соединяющих основное оборудование Практически все трубопроводы первого контура (малого и большого диаметра) были размещены в необитаемых помещениях под биологической защитой Существенно изменились системы контрольно-измерительных приборов и автоматики атомной установки Увеличилось количество дистанционно-управляемой арматуры Подводные лодки второго поколения перешли на источники переменного тока. Турбогенераторы (основные источники электроэнергии) стали автономными Однако вопросы ядерной и радиационной безопасности до конца решены не были, и об этом свидетельствуют имевшие место аварии За период с 1967 по настоящее время произошло три ядерных аварии на АПЛ с водо-водяным ядерным реактором (АПЛ К-140 - 1968 г, АПЛ К-320 - 1970 г, АПЛ К-314 - 1983 г), а также аварийные происшествия с атомными установками Основным недостатком АППУ второго поколения с точки зрения ядерной и радиационной опасности являлась ненадежность основного оборудования (активных зон, парогенераторов, систем автоматики) В результате этого аварийные происшествия и поломки были связаны, в основном, с разгерметизацией оболочек ТВЭЛов, с течами воды первого контура во второй через парогенераторы, а также с выходом из строя систем автоматики или с возможностью ее работы в таком режиме, когда происходил несанкционированный пуск ядерного реактора (авария на К-140) Остались нерешенные проблемы ядерной безопасности, связанные с аварийным расхолаживанием ЯР при полном обесточивании корабля, с обеспечением контроля за ядерными процессами в реакторе, когда он находится в подкритическом состоянии (за исключением некоторых заказов, где в ремонте или при строительстве была установлена импульсная пусковая аппаратура), с предотвращением полного осушения активной зоны при разрыве первого контура

Проектирование АППУ третьего поколения осуществлялось с начала 70-х годов Этот период в развитии ядерной энергетики характеризуется формированием нового отношения к атомным установкам, как к объекту повышенной опасности Была разработана концепция по созданию систем безопасности, включая системы аварийного расхолаживания (охлаждения) и локализации аварии Эти системы рассчитывались на максимальную проектную аварию, в качестве которой принимался мгновенный разрыв трубопровода теплоносителя на участке максимального диаметра. Для кораблей третьего поколения была применена блочная схема компоновки С точки зрения безопасности она позволила решить ряд важных задач Эта компоновка практически заменила трубопроводы первого контура на короткие трубы большого диаметра (патрубки), соединяющие основное оборудование (реактор, парогенератор, насосы) Атомные установки оборудуются системой безбатарейного расхолаживания (ББР), которая автоматически вводится в работу при исчезновении электропитания Существенно изменилась система управления и защиты реактора. Импульсная пусковая аппаратура позволяет контролировать состояние реактора на любом уровне мощности, в том числе и в под1фитическом состоянии На компенсирующие органы установлен механизм «самохода», который при исчезновении электропитания обеспечивает опускание решеток на нижние концевики При этом происходит полное «глушение» реактора, даже при опрокидывании корабля Также установлен дополнительный ряд других технических новшеств, повышающих безопасность эксплуатации Блочная компоновка АППУ позволила уменьшить габариты, увеличив при этом ее мощность и другие эксплуатационные параметры Главными проблемами на ЯЭУ третьего поколения с точки зрения безопасности, по-прежнему, являются проблемы надежности основного

оборудования В первую очередь активных зон, блоков очистки и расхолаживания Проблемы с надежностью основного оборудования связаны, в основном, с высокой цикличностью процессов, происходящих в атомной установке при ее эксплуатации Было учтено, что при блочной компоновке патрубки и многие элементы основного оборудования по качеству и надежности должны в полной мере соответствовать корпусу реактора Для этого оборудования было необходимо соблюсти принцип «течь перед разрушением»

АППУ четвертого поколения представляет собой моноблок (или интегральную схему компоновки) Очевидным преимуществом такой компоновки является локализация теплоносителя первого контура в одном объеме (в корпусе моноблока) и отсутствие патрубков и трубопроводов большого диаметра Эта установка создавалась с учетом всех современных требований ядерной безопасности В связи с тем, что затруднен доступ к оборудованию, размещенному в реакторе, подобная схема компоновки предполагает использование высоконадежного оборудования

В особую категорию атомных установок следует выделить АППУ с жидкометаллическим теплоносителем (АППУ ЖМТ) Первая подводная лодка К-27 после завершения строительства во время заводских испытаний и непродолжительной опытной эксплуатации показала низкую надежность и в результате ряда крупных поломок была разрезана Реактор с невыгруженной активной зоной, залитой фурфуролом и битумом, находится на заводе «Звездочка» в г Северодвинске Остальные шесть кораблей этой серии эксплуатировались в течение 10 лет За это время корабельные АППУ с ЖМТ наработали около 70 реакторо-лет Ядерный реактор на промежуточных нейтронах с теплоносителем свинец-висмут разрабатывался в ОКБ «Гидропресс» и ОКБМ Особая роль в разработке АПЛ с ЖМТ принадлежит ФГУП ФЭИ, где с 1952 г под научным руководством академика А.И Лейпунского велась разработка этих ядерных реакторов Также необходимо отметить значительный вклад академика В И Субботина по освоению технологии АПЛ с ЖМТ

Главным достоинством этой АППУ является ее динамичность Основная силовая сеть была создана на частоте 400 Гц, что позволило практически вдвое сократить массо-габаритные показатели оборудования, но в то же время эксплуатация этого оборудования усложнилась Освоение кораблей с АППУ на ЖМТ было трудным Специфика заключалась в том, что существовала опасность затвердевания сплава, что привело бы к выводу из строя атомной установки В связи с низкой надежностью существующих береговых комплексов подводные лодки «грелись» от своего тепла, т е ядерный реактор работал на минимально контролируемом уровне мощности Сложность эксплуатации создавала еще и высокая автоматизация этих кораблей Все отсеки (за исключением двух) были необитаемы Операции по управлению системами и оборудованием выполнялись с пультов, размещенных в центральном посту Несмотря на то, что на подводных лодках с АППУ на ЖМТ имели место две ядерные аварии, эти реакторные установки считаются более безопасными, чем ЯЭУ с водо-водяными реакторами Конструкторы АППУ решили проблему «замораживания» и «размораживания» сплава в установке, однако корабли с ЖМТ установкой в настоящее время не строятся, а АПЛ с ЖМТ выводятся из эксплуатации

АППУ для надводных кораблей КН-3 (активная зона типа ВМ-16) создавалась на опыте строительства и эксплуатации АППУ ледоколов По своей конструкции она практически ничем не отличается от атомной установки типа ОК-900 атомных ледоколов класса «Россия» Недостатки в конструкции этих установок с точки зрения безопасности такие же, как и для АЛЛ третьего поколения Атомные надводные корабли в настоящее время имеют не меньше проблем, чем атомные подводные лодки В основном это обусловлено тем, что при создании атомных надводных кораблей не был решен вопрос о создании комплекса для их базирования В результате чего атомные установки АНК «Нахимов» и «Ушаков» длительное время не выводились из действия, т к базовые комплексы не могли обеспечить корабли необходимым электропитанием, паром и т д Ресурс оборудования был выработан очень быстро, средств для ремонта не выделялось, и корабли были выведены из эксплуатации

На основе проведенного анализа развития транспортного и транспортабельного направления в главе пятой диссертации сделаны следующие выводы Россия - лидер мирового экспорта подводных лодок, которые поставлялись флотам 14 стран Из 485 атомных подводных лодок (АЛЛ), вступивших в строй флотов мира, 249 были построены на отечественных верфях В состав ВМФ были приняты АЛЛ разных поколений 57 - первого поколения, 142 - второго и 36 - третьего, а также восемь АЛЛ с жидкометаллическим теплоносителем и две опытные, не считая пять сверхмалых АЛЛ На этих субмаринах имелись 441 ЯЭУ, на надводных военных кораблях - восемь и еще пятнадцать ЯЭУ - на атомных ледоколах В общей сложности атомный флот России (включая гражданские суда) состоял более чем из 30 типов кораблей и судов основных проектов Атомное подводное кораблестроение - ключевое направление послевоенного отечественного судостроения Больше половины суммарных государственных ассигнований на постройку кораблей и судов шло на строительство АЛЛ Отечественными конструкторами разработано свыше 300 проектов подводных лодок, из которых более половины реализовано в металле Из более 5100 подводных лодок, построенных в XX веке, каждая пятая «ходила» либо под Андреевским, либо под советским флагом Если же рассматривать послевоенный период, то более половины всех лодок построены в нашей стране На российских лодках впервые в мире были установлены баллистические и противокорабельные крылатые ракеты, баллистические ракеты межконтинентальной дальности Ракетами были вооружены 212 подводных лодок Отечественным лодкам принадлежат рекорды скорости хода и глубины погружения Именно в России была освоена постройка подводных лодок из титановых сплавов Атомное подводное кораблестроение прошло этапы становления и расцвета практически на глазах одного поколения, многолетний опыт эксплуатации судовых ядерных энергетических установок и перспектив дальнейшего улучшения их технико-экономических показателей дает основание считать, что в ближайшем будущем развитие судовой ядерной энергетики будет определяться качественным совершенствованием интегральных реакторных установок с водой в качестве теплоносителя-замедлителя, а также систем управления При предельной минимизации габаритных характеристик предпочтительной может оказаться блочная компоновка оборудования, поэтому эволюция блочных реакторных установок будет продолжаться Нельзя также исключать, что поиск принципиально новых проектных решений с использованием других теплоносителей вместо воды приведет к прорывным решениям, обеспечивающим новые потребительские качества, которые будут дополнительно стимулировать строительство судов разных типов с ядерными энергетическими установками Кроме истории создания транспортных ЯЭУ в главе 5 представлена история создания ядерных установок специального назначения После начала полетов в околоземное космическое пространство возникла задача энергообеспечения космических аппаратов различных типов Одним из основных направлений этого развития были батареи на солнечной энергии, другим направлением - ядерные источники энергии В этом плане проводились различные исследования и реализовывались различные проекты К ним, в частности, относилась разработка компактных ядерных реакторов с термоэлектрическими полупроводниковыми преобразователями, реакторов-преобразователей с

термоэмиссионными элементами, объединение ядерных реакторов с электрореактивными двигателями и создание на этой основе ядерных электрореактивных двигателей Эти исследования проводились в различных институтах, прежде всего, в РНЦ «Курчатовский институт», ГНЦ «ФЭИ», ФГУП НИИ НПО «Луч», ФГУП НИКИЭТ и МАИ В конце 60-х годов были проведены орбитальные испытания космической ядерной энергетической установки с термоэлектрическим преобразованием энергии с электрической мощностью 3 кВт Основой установки был реактор на быстрых нейтронах с массой около одной тонны С 1975 года ядерно-энергетическая установка этого типа серийно производилась на НПО «Красная Звезда» для спутников «Космос»

Важным направлением развития ядерно-энергетических установок стало создание космической установки «Топаз» на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя

Это была новая сложная задача, решение которой позволило объединить функции ядерного реактора и генератора электрической энергии в рамках одной технологической системы Концепция этой космической энергетической системы была выработана в ГНЦ «ФЭИ», где также проводилась отработка основных научно-технических вопросов создания и работы установки В этих целях в ГНЦ «ФЭИ» был, в частности, создан специальный экспериментальный комплекс, который позволил изучить работу установки в условиях, моделирующих условия в космосе Первое применение космической энергетической установки этого типа было осуществлено на спутнике «Космос» в 1987 году При массе установки несколько более тонны она обеспечивала для потребления электрическую мощность в 6 кВт

Для полетов в дальний космос использование ЯЭУ в настоящее время практически не имеет альтернативы Для таких масштабных проектов, как, например, экспедиции на Марс, преимущество использования ядерной энергетики у специалистов-атомщиков не вызывает сомнений Причем ЯЭУ может служить не только источником энергии для жизнеобеспечения экипажа и питания аппаратуры, но и средством, обеспечивающим движение, в том числе с помощью ядерного ракетного двигателя В соответствии с современными представлениями это может быть транспортно-энергетический модуль, обеспечивающий вывод аппарата на орбиту или возможность смены орбиты Такая двухрежимная установка с уровнем мощности около 100 кВт обеспечит вывод космического корабля на рабочую орбиту, а на орбите обеспечит энергопитание на более низком уровне мощности

Глава 6 История создания предприятий ядерного топливного цикла В этой главе приведена история становления отечественных предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ) Значительное место отведено вопросам обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, а также вопросам обеспечения ядерной и радиационной безопасности В качестве выводов к шестой главе сформулированы следующие положения основные элементы современного топливного цикла были разработаны и внедрены в самом начальном периоде его формирования, когда основополагающие положения и цели развития были отличны от сегодняшних Многие решения, принятые в те времена, продолжают действовать и в настоящее время и/или оказывают влияние на работу этой отрасли Это относится, например, к структуре ЯТЦ и отдельных его составляющих для удовлетворения потребностей уже развитой военной отрасли и быстро растущих потребностей в ядерном производстве, были построены установки большой производительности для стадий добычи, конверсии и обогащения Были также созданы установки по переработке отработавшего топлива с целью получения плутония для загрузки бридеров, которые предполагалось построить в качестве наработчиков вторичного топлива. Но в целом подчеркнутая выше несформиронанность ядерно-энергетической системы, в первую очередь, следует из незавершенности топливного цикла нет комплексного замыкания цикла с целью более полного использования потенциала ядерного топлива, продолжается поиск технологий по хранению, транспорту, переработке ОЯТ и высокоактивных РАО, разделению радионуклидов и захоронению отходов В целом можно отметить отсутствие строгой концепции развития ЯТЦ и, соответственно, реального понимания его роли как органической составляющей современной атомной энергетики и основы концепции ее долгосрочного и масштабного развития Сегодня есть некая относительно временная схема, согласно которой при эксплуатации всей системы отдельное внимание уделяется энергопроизводящей части и отдельное топливному циклу, развитие которого следует за развитием энергетического сектора Такая схема не дает возможность использовать все потенциальные достоинства атомной энергетики, а именно возможность создания рукотворного топливного цикла, то есть без необходимости использования окружающей среды для его замыкания и, тем самым, слабо воздействующего на окружающую среду и достаточно слабо зависящего от природных условий, использовать практически неограниченные топливные ресурсы, обеспечив низкую стоимость топлива за счет

эффективного использования природного урана и бридинга ядерного горючего Из рассмотрения и анализа взаимосвязей составляющих звеньев всего ядерного комплекса следует, что ЯТЦ фактически является системообразующим, то есть ключевым фактором всей ядерно-энергетической системы и перспектив ее развития В то же время именно в ядерном топливном цикле наиболее остро проявляются специфические особенности атомной энергетики, отличающие ее от всех существующих энергетических альтернатив использование радиоактивных веществ и наличие ионизирующего излучения во всех звеньях системы, возможность использования ядерно-энергетической технологии для производства ядерного оружия, радиоактивность требует защиты и человека, и окружающей среды от вредного воздействия излучения, для чего необходимо обеспечить мониторинг радиоактивности Мониторинг и защита охватывают все звенья ядерного топливного цикла от добычи урана до захоронения радиоактивных отходов и связывают их в единую систему радиационной безопасности и человека, и окружающей среды Опасность производства ядерного оружия с использованием технологий ЯТЦ требует не только мониторинга, но, в первую очередь, жесткого контроля и мер по предотвращению распространения «чувствительных» технологий и делящихся материалов При формировании «завершенного» топливного цикла необходимо решить ряд узловых задач, связанных с радиационной безопасностью ЯТЦ должен демонстрировать безопасное и экономически приемлемое обращение со всеми значимыми радионуклидами, что является условием социальной приемлемости и экономической эффективности атомной энергетики при ее масштабном использовании При развитии ЯТЦ необходимо объединение задачи обеспечения требуемого уровня безопасности, как энергопроизводящих установок (АЭС и ЯЭУ), так и топливных производств, включая добычу урана, транспортировку, хранение и переработку облученного топлива и захоронение РАО Необходимо сочетать экологически безопасное производство энергии и утилизацию отходов за счет сжигания в реакторе долгоживущих актиноидов и опасных долгоживущих продуктов деления с надежным окончательным захоронением РАО с минимальными нарушениями природного радиационного баланса Увеличение добычи и использования урана (начальная стадия ЯТЦ) ведет к постоянному росту опасности попадания природных (долгоживущих) радионуклидов в среду обитания Для снижения темпа роста этой опасности необходимо и повышение эффективности топливоиспользования, и замыкание топливного цикла Стратегия обращения с ОЯТ и РАО (конечная стадия ЯТЦ), как и стратегия развития атомной энергетики, должна быть постоянно совершенствуемой и обновляемой с учетом накапливаемого опыта и знаний и изменяющихся обстоятельств Требуемые масштабы вложения средств в создание ЯТЦ составляют около - 1 % от инвестиций в ядерное энергопроизводство Однако при том, что абсолютные масштабы этих капитальных вложений значительны, они не принесут быстрой прибыли, и не стоит надеяться, что рыночный механизм сам без государственной или межгосударственной поддержки способен сделать этот необходимый и очень важный шаг, выходящий за рамки сегодняшних экономических интересов рынка, продолжающиеся инциденты на предприятиях ЯТЦ (см схему 4) происходят из-за нарушений технологии и технологических регламентов, недостаточности технологических и неэффективности организационных мер по обеспечению безопасного ведения технологических процессов, неудовлетворительного технического состояния оборудования и систем объектов, на предприятиях ЯТЦ отсутствуют достаточные мощности по утилизации и хранению РАО и ОЯТ

Схема 4 Количество нарушений в работе ЯТЦ России

Глава 7. История предприятий машиностроительного комплекса, выпускающих продукцию для объектов использования атомной энергии. Глава посвящена истории предприятий машиностроительного комплекса, выпускающих продукцию для объектов использования атомной энергии По мнению автора диссертации, вопросы становления предприятий энергомашиностроительного комплекса нуждаются в самостоятельном детальном исследовании, однако для формирования у читателя целостной картины истории становления атомного комплекса автор посчитал возможным рассмотреть этот аспект на примере становых предприятий атомной отрасли, таких как, ПО «Чепецкий механический завод», ОАО «Ижорские заводы», Новосибирский завод химических концентратов и Машиностроительный завод в г Электросталь Итоги седьмой главы в монографии сформулированы следующим образом поспешная ликвидация системы государственного регулирования в стратегически важной для национальной безопасности сфере - энергетике привела к расчленению топливно-энергетического и энергомашиностроительного комплексов страны на отдельные ресурсоемкие, фактически даже информационно не увязанные на государственном уровне, в ряде случаев противоборствующие структуры (производители первичных энергоресурсов, энергопроизводящие компании, производители энергетического оборудования) Объективно необходимые структурные преобразования электроэнергомашиностроительного комплекса, непосредственно определяющие долгосрочную стратегию его развития, спланированы не были Они были подменены неуправляемой приватизацией предприятий, непрерывным процессом реорганизации (фактически поэтапной ликвидации) федеральных органов исполнительной власти, ответственных за формирование и реализацию единой государственной научно-технической и промышленной политики Единый технологически связанный научно-промышленный комплекс раздроблен на самостоятельные, слабо координируемые предприятия Сложившаяся за многие годы система государственного регулирования и управления уникальным научно-промышленным комплексом, обеспечивавшим развитие и бесперебойную работу сложнейшей многофункциональной энергетической системы России, фактически демонтирована Структуры, способные в условиях рыночных отношений обеспечить их государственное регулирование, созданы не были, что, в конечном счете, привело к вынужденному свертыванию науки и производства Практически все предприятия, работающие в области энергомашиностроения и электротехнической промышленности, приватизированы Однако это не привело к росту эффективности их работы Фактический порядок приватизации ряда предприятий энергомашиностроения и электротехнической промышленности не соответствовал действовавшему законодательству Российской Федерации, эффективное управление государственными пакетами акций организовано не было В связи с тем, что изготовление оборудования для ОИАЭ наукоемко, его производство требует развития и совершенствования научных обоснований его безопасного использования, здесь должны включаться иные механизмы государственного и рыночного регулирования (нормативно-технические документы, сертификаты, целевые налоговые

льготы и т п) для того, чтобы научные исследования, направленные на разработку и совершенствование этой продукции, были выгодны и необходимы заводам на этом рынке и обеспечивали конкурентоспособность отечественного оборудования, по номенклатуре выпускаемой продукции предприятия энергомашиностроения и электротехнической промышленности, в основном, сохранили способность обеспечить восполнение и модернизацию выбывающих энергопроизводящих и передающих мощностей России В то же время, отсутствие долгосрочных масштабных заказов, недопустимое снижение уровня государственной поддержки и государственного регулирования привели к свертыванию фундаментальных и прикладных исследований, нарастающему техническому и технологическому отставанию основных видов отечественного энергооборудования от мирового уровня, степень износа производственных фондов предприятий энергомашиносхроения по основному виду деятельности достигает 54-57 %, в т ч машин и оборудования превышает 75 % Износ испытательного и стендового оборудования на подавляющем большинстве предприятий достигает 90-100 % Избыточные и незадействованные производственные мощности с большим парком устаревших машин и оборудования искажают реальные возможности предприятий, создают опасную иллюзию готовности обеспечить перевооружение российской энергетики без структурных преобразований и значительных инвестиций Фактически сложилась ситуация, ведущая к утрате производственного потенциала, позволяющего обеспечить выпуск конкурентоспособной технологически сложной продукции на уровне мировых стандартов

Глава 8 Проектные, конструкторские и научно-исследовательские организации — участники создания объектов атомной энергетики. Роль научно-исследовательских институтов, конструкторских и проектно-изыскательских организаций в становлении атомной отрасли, в частности в создании реакторной техники, совершенствовании ядерных технологий и их безопасной эксплуатации, очень большая Их количество в атомном ведомстве росло с расширением исследований в области использования энергии ядра урана в военных и гражданских отраслях После создания Лаборатории № 2 АН СССР к решению возникавших проблем по урановому проекту был привлечен ряд организаций, среди которых ГНЦ РФ ФЭИ, Радиевый институт (РИАН), НИКИЭТ, КБ Горьковского завода № 92 (теперь ОКБМ) Создавались новые НИИ и КБ, в частности НИИ-9 (теперь ВНИИНМ имени А А Бочвара), КБ-И (теперь ВНИИЭФ), Институт машиноведения им А А Благонравова РАН Их вклад в становление атомной отрасли и ядерной энергетики описан во многих публикациях и широко известен Восполнению неизвестных страниц истории создания других предприятий-участников создания атомного комплекса, таких как, ФГУП «Атомэнергопроект», ФГУП «СПбАЭП», ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», КБ «Ижорского завода», Центрального научно-исследовательского института конструкционных материалов «Прометей», Центрального научно-исследовательского машиностроения (ЦНИИТМАШ), Центрального Конструкторского бюро машиностроения (ЦКБМ), Союзного научно-исследовательского института приборостроения (СНИИП), (Всероссийского научно-исследовательского института электромеханики (ВНИИЭМ) и других посвящена настоящая глава.

ВЫВОДЫ

Данная диссертационная работа посвящена одной из важнейших проблем для России XXI века - проблеме устойчивого развития отечественного атомного комплекса и прогнозной оценке его дальнейшего поступательного развития при непременном условии обеспечения максимальной безопасности Основой выполненной работы явились разносторонние исследования и теоретическое осмысление обширных фактических материалов, связанных с зарождением, развитием и становлением атомной индустрии в России В ходе комплексного изучения указанной проблемы на основе результатов проведенных исследований, в том числе технического анализа безопасности был выявлен целый ряд исторических закономерностей в развитии атомной энергетики и промышленности, получены и

систематизированы новые знания по проблеме оптимизации условий эксплуатации и повышения ресурса оборудования объектов использования атомной энергии

К основным научным результатам, полученным автором, можно отнести следующие

1 Впервые в отечественной научно-технической литературе по вопросам обеспечения безопасности в области использования атомной энергии представлена научная работа, которая гармонично соединила в себе исторический анализ вопросов становления и развития атомного комплекса России от его зарождения до начала третьего тысячелетия и технические исследования проблем повышения уровня безопасности и надежности ядерно-опасных объектов Важнейшая характеристика жизнеспособности любого крупного техногенного комплекса - проблема обеспечения безопасности - применительно к атомной энергетической отрасли рассмотрена в историческом аспекте, последовательно и с необходимым научно-критическим анализом состояния безопасности действующих и выводимых из эксплуатации объектов использования атомной энергии

2 Использованный в работе историко-технический подход явился тем методологическим инструментом, который позволил сформулировать принципиальные вопросы, которым ранее уделялось недостаточное внимание На основе значительного фактического материала, собранного и обобщенного автором, проведена периодизация процесса развития атомного комплекса, выявлены периоды и внутри них - историко-научные этапы становления отечественной атомной индустрии Определены и подробно охарактеризованы поколения атомных энергетических, промышленных, исследовательских и транспортных реакторов и создания на их основе АЭС, исследовательских ядерных установок, атомных подводных лодок, ледокольного атомного флота и других объектов использования атомной энергии При этом автором внесена ясность и уточнены особенности некоторых конкретных исторических событий, за счет чего повысилась достоверность полученных результатов

3 Выявленные на основе изучения автором большого объема литературных и, в том числе, ранее малоизвестных архивных материалов данные по истории российского атомного комплекса и установленные в связи с ними закономерности процессов обеспечения безопасности ОИАЭ могут быть использованы в широкомасштабной практике энергетического прогнозирования и дальнейшего развития атомной энергетики

4 Автором обоснована недостаточность существующих на сегодня схем и процедур обеспечения безопасности в области использования атомной энергии путем всестороннего анализа и выявления устойчивых тенденций в отказах тех или иных видов оборудования, используемого на объектах, установления основных причин происходящих отказов (в том числе исторического и социально-экономического характера) и оценки действенности принимаемых мер по их устранению и предупреждению При этом автором широко использовались методы инженерной статистики, а глобальность проблемы подтверждена комплексностью ее рассмотрения

5 Проведенные анализы позволили автору определить основные критерии и на их основе выявить целый ряд закономерностей протекания процессов становления и развития атомной энергетики и промышленности, как для конкретных исторических периодов, так и в целом для всей истории существования отрасли, а также разработать конкретные рекомендации по усовершенствованию и развитию атомной энергетики с конкретными типами РУ на различных стадиях ее реализации

6 Итогом всех вышеназванных оценок и анализов с использованием выполненной автором историко-технической периодизации в отношении объектов использования атомной энергии явилось создание монографии, в которой обобщены результаты авторских исследований по истории создания, развития и современного состояния атомного комплекса и научно-технических аспектов выбора конструктивных, технологических и материаловедческих решений, заложенных в проекты конкретных объектов использования атомной энергии, и которая и предложена им в качестве основной защищаемой темы

Основные результаты исследования опубликованы более чем 70 работах, основными из которых являются следующие I .Книги и брошюры

1 Анализ радиационной безопасности и состояния хранения радиоактивных веществ на объектах атомной энергетики на территории бывшего Советского Союза M МЧФБ 1994 68 с (тираж 1000 экз )

2 Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России» МЧС РФ M 1997 220 с (совместно с В А Москалено, А Д Шрамченко, Б А Чепенко) (тираж 2000 экз )

3 Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра M Голос-пресс 2000 287 с (тираж 1000 экз )

4 Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России РЗК ЦЖВМ M АРП 2002 263 с (тираж 1000 экз )

5 Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России 2-ое изд доп и пер M АРП 2003 460 с (тираж 3000 экз )

6 Floating Nuclear Power Plants m Russia M ARP 2004 127 p (together with Ye Ya Simonov, IВ Kolton) (тираж 1000 экз )

7 Радиационное наследие «холодной войны» Опыт историко-научного исследования M Ключ-С 2006 720 с (совместно с А Г Назаровым) (тираж 1000 экз )

8 Неизвестный Чернобыль История, события, факты, уроки (совместно с Е Б Бурлаковой, В А Москаленко, А Г Назаров, И H Острецов, Е Я Симонов, Б А Чепенко) / Под ред В M Кузнецова M МНЭПУ 2006 381 с (тираж 1000 экз )

9 The unknown Chernobyl history, events, facts, lessons M Medium 2006 144 p (together with E В Burlakova, V A. Moskalenko, A, G Nazarov, IN Ostresov, Ye Ya. Simonov, В A Chepenko) (тираж 1000 экз )

10 Становление атомного комплекса Российской Федерации (историко-технический анализ конструкционных, технологических и материаловедческих решений) M МНЭПУ 2006 340 с (тираж 1000 экз )

Н.Отатьи и тезисы докладов

1 АЭС малой мощности Перспективы использования судовых реакторных установок в проектах промышленных АЭС // Инфор бюллетень «Радиация и общество» МЧФБ № 2(2) 1997 С 275-274

2 Перспективы плавучих АЭС // Бюллетень по атомной энергии Январь 2000 ЦНИИатоминформ С 23

3 «Offshore nuclear power stations», Cis environment and disarmament yearbook, 2000, The Hebrew university of Jerusalem, The Mayrock Center for Russian, Eurasian, and East European Research 2000 P 28-43

4 Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России // Материалы конференции «Оценка влияния радиационного загрязнения на здоровье человека» Новосибирск Артинфодата. 2001 С 19-45

5 Использование оксидного уран-плутониевого топлива для топливной загрузки российских энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 // Материалы российско-американских слушаний «Перспективы развития безопасной энергетики в Ростовской области» Ростов-на-Дону 2000 С 38-45

6 Настоящее и будущие быстрых реакторов // Проблемы глобальной безопасности № 2 Ноябрь-декабрь 2001 С 14-17

7 Безопасность атомной энергетики транспортного направления (атомные подводные лодки и надводные корабли, атомные ледоколы и лихтеровозы, плавучие атомные электростанции) и риски при из применении // Труды Международной конференции «Анализ и сравнение рисков от атомной и других отраслей энергетики» M ЦНИИатоминформ, 2002 С 204-214 (совместно с И Б Колтоном)

8 Состояние системы государственного учета и контроля ядерных материалов, физическая защита предприятий атомной энергетики // Труды V Всероссийской научно-практической конференция «Актуальные проблемы защиты и безопасности» СПб 2002 С 305-307

9 Человеческий фактор в атомной энергетике» // Труды V Всероссийской научно-практической конференция «Актуальные проблемы защиты и безопасности» СПб 2002 С 348-350,

10 Атомная энергетика и транспорт // Проблемы глобальной безопасности № 8 2002 С 12-15

11 Исторические этапы развития и поколения отечественных реакторов // Институт истории естествознания и техники им С И Вавилова РАН X Юбилейная Годичная научная конференция 2004 М Диполь-Т 2004 С 544-547

12 Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок//Известия академии промышленной экологии №3 2004 С 83-91

13 Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации АЭС в Российской Федерации // Материалы II международная конференция Томск ТПУ «Геология, экология, геохимия, 2004 Тамдем-Арт С 300-303

14 Основные направления стандартизации и сертификации в свете ФЗ «О техническом регулировании»//Бюллетень по атомной энергии ЦНИИатоминформ Январь 2004 С 48-51

15 Репетиция Чернобыля была в Сосновом Бору И Мировая энергетика. Апрель 2004 С 70-71

16 Историко-научный анализ радиационного наследия «холодной войны» // Институт истории естествознания и техники им СИ Вавилова РАН XI Годичная научная конференциям Диполь-Т 2005 С 72-81

17 История создания атомного ледокольного флота России // Институт истории естествознания и техники им С И Вавилова РАН XI Годичная научная конференция М Диполь-Т 2005 С 486-489

18 Радиационное наследие «холодной войны» // Материалы межвузовской научной конференции «Вторая мировая война и современный мир» М МНЭПУ 2005 С 306-316

19 Инженерно-экологические особенности атомного комплекса России // Вестник СГУ Ставрополь 2005 С 163-174

20 Сравнительная потенциальная опасность предприятий ядерного топливного цикла // Башкирский химический журнал Уфа Т 12 № 2 2005 С 91-97

21 Законодательство и стандартизация в атомной энергетике исторический аспект // Стандарты и качество № 8 2005 С 36-38 (совместно с Е Э Кузнецовой)

22 Безопасность эксплуатации объектов атомной энергетики // Стандарты и качество № 9 2005 С 42-45

23 Основные этапы развития и поколения атомных паропроизводящих установок транспортабельного назначения // Вопросы истории естествознания и техники № 4 2005 С 93-104

24 Современное состояние безопасности и использование источников ионизирующего излучения в народном хозяйстве // Мировая энергетика. Январь 2006 С 72-73

25 Уроки Чернобыля // Мировая энергетика Апрель 2006 С 82-83

26 Радиационные и экологические последствия подземных ядерных взрывов в России // Мировая энергетика. Июнь 2006 С 94-95

27 Особенности образования населения по вопросам ядерной и радиационной безопасности // Тезисы докладов XII Международной конференция по экологическому образованию РЗК РПЖ М 2006 С 31-32

28 Современное состояние безопасности объектов использования атомной энергии // Материалы Международной научной конференции «Глобальные проблемы безопасности современной энергетики К 20-летию катастрофы на Чернобыльской АЭС» М МНЭПУ С 77-95

29 Перспективы и безопасность плавучих атомных электростанций // Материалы Международной научной конференции «Глобальные проблемы безопасности современной энергетики К 20-летию катастрофы на Чернобыльской АЭС» М МНЭПУ С 131-139

30 Современное состояние безопасности объектов использования атомной энергетики // Надежность № 3 (18) 2006 С 56-71

31 Современное состояние безопасности АЭС и исследовательских реакторов // Мировая энергетика. Октябрь 2006 С 88-90

32 Эра атомного подводного кораблестроения // Атомная стратегия XXI Ноябрь 2006 С 15

Подписано в печать 14 03 2007

Формат 60x90'/iв Бумага 80 гр/м2 Гарнитура Times

Объем 2,5 п л Тираж 100 экз Заказ № 39

Отпечатано в Издательском Центре ГОУ ВПО МГТУ «СТАНКИН» Лицензия на издательскую деятельность ЛР №01741 от 11 05 2000 127055, Москва, Вадковский пер , д За

Введение

Глава 1. Основные периоды становления и развития отечественного атомного комплекса

1.1. Начальный этап освоения атомной энергии. Открытие явления радиоактивности.

1.2. Изучение радиоактивности в дореволюционной России.

1.3. Развертывание работ по «урановому проекту» в СССР.

1.4. Хронология основных событий истории развития атомного комплекса.

1.5. Периоды становления и развития отечественного атомного комплекса

1.6. Выводы

Глава 2. Обеспечение безопасности объектов использования атомной энергии -одна из глобальных задач в области национальной и международной безопасности в современных условиях.

2.1. Безопасность в области использования атомной энергии.

Общие понятия. Термины и определения

2.2. Развитие основ ядерной и радиационной безопасности.

2.3. Историко-технический анализ развития трех составляющих безопасности (научно-методическое обеспечение, организационно-нормативная база, технические средства и меры по обеспечению безопасности)

2.4. Выводы

Глава 3. Историко-научный анализ развития отечественного реакторостроения (промышленные и энергетические ядерные реакторы). Конструкционные, технологические и материаловедческие решения. Общая периодизация становления и поколения промышленных и энергетических реакторов.

3.1. История создания и опыт эксплуатации промышленных тяжеловодных реакторов. Этапы развития и поколения промышленных тяжеловодных реакторов.

3.2. История создания и эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Этапы развития и поколения промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов

Исторические уроки аварии на Чернобыльской АЭС.

3.3. История создания и эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов. Особенности развития водо-водяных энергетических реакторов. Этапы развития и поколения водо-водяных энергетических реакторов.

3.4. История создания, опыт эксплуатации и основные этапы развития реакторов на быстрых нейтронах.

3.5. Выводы

Глава 4. Роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Историко-технический анализ конструкционных, технологических и материаловедческих решений, заложенных в проекты отечественных АЭС. Современное состояние безопасности объектов атомной энергетики.

Перспективы создания экологически чистой и безопасной атомной энергетики

4.1. Атомные электрические станции. Историко-технические предпосылки создания АЭС.

4.2. Исследовательские ядерные установки. Конструкционные и технологические особенности.

4.3. Перспективы создания экологически чистой и безопасной атомной энергетики.

История развития работ по управляемому термоядерному синтезу . 172 Перспективы использования ускорительной техники.

4.4. Выводы

Глава 5. Историко-научный анализ развития реакторных установок транспортного, транспортабельного и специального назначения. Конструкционные, технологические и материаловедческие решения. Общая периодизация становления и поколений транспортных и транспортабельных атомных энергетических установок.

5.1. Атомный ледокольный флот России, история создания поколений

5.2. Атомные подводные лодки: история создания поколений и проблемы безопасности.

5.3. История создания ядерных энергетических установок специального назначения.

Космические ядерные энергетические установки.

Авиационные ядерные энергетические установки.

5.4. Выводы

Глава 6. История создания предприятий ядерного топливного цикла. Обеспечение безопасности. Обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом.

6.1. Красноярский горно-химический комбинат. История создания структурных подразделений комбината.

6.2. Производственное объединение «Маяк». История создания структурных подразделений комбината.

6.3. Сибирский химический комбинат. Начальный период функционирования Сибирского химического комбината. Формирование режимной зоны. История создания структурных подразделений комбината.

6.4. Выводы

Глава 7. История предприятий машиностроительного комплекса, выпускающих оборудование для объектов использования атомной энергетики.

7.1. Производственное объединение «Чепецкий механический завод».

7.2. ОАО «Ижорские заводы».

7.3. Новосибирский завод химических концентратов

7.4. Машиностроительный завод (г. Электросталь)

7.5. Выводы

Глава 8. Проектные, конструкторские и научно-исследовательские организации -участники создания объектов использования атомной энергетики

Вначале XXI века, когда общество все дальше продвигается по пути техногенного развития, развиваются уже существующие и зарождаются новые производственные отрасли, когда «высокие технологии» вошли практически в каждый современный дом и многие люди не могут представить жизни без них, мы более отчетливо видим неограниченность человеческих потребностей. Чем больше человечество создает, тем больше оно потребляет, в том числе такого важного ресурса, как энергии.

Человечество с древних времен искало новые источники энергии. К середине XX столетия были освоены почти все ее природные источники, причем использование их в промышленных масштабах привело к значительному загрязнению отходами производства окружающей среды, особенно в крупных, промышленно развитых городах.

Овладение ядерной энергией - величайшее, ни с чем не соизмеримое достижение науки и техники XX в. Высвобождение внутриядерной энергии атома, проникновение в природные кладовые тайн вещества, атома превосходит все, что когда-либо ранее удавалось сделать людям. Новый источник энергии огромной мощности сулит богатейшие, неоценимые возможности. Для открытия такого вида энергии, как внутриядерная энергия атома, понадобились долгие годы упорной и самоотверженной работы ученых многих поколений и разных стран. Высвобождение внутриядерной энергии атома потребовало такого уровня развития науки, такого научно-технического оборудования, химических материалов и аппаратуры, такой высокой культуры и техники производства, которые смогли сложиться в мире только к середине XX столетия. Однако человечество должно было пройти долгий путь поисков, преодолеть множество препятствий, отвергнуть прежние представления о природе вещей.

Становление и развитие процессов использования ядерной энергии - явление глобальное и всепроникающее. Ведь с открытием феномена деления атомного ядра была выпущена на свободу и стала широко использоваться -часто помимо воли человека - фантастически огромная сила, которая в состоянии как обеспечить человечеству процветание на столетия и даже на тысячелетия, так и уничтожить все живое на Земле на столь же долгое время. Причем от первого до второго - один шаг.

Предметом настоящей монографии является не первичная фактография, а определение причинно-следственных связей между более или менее известными историческими фактами, событиями как научно-технического, так и социально-экономического, политического и другого характера, различные сочетания которых в конечном итоге дают те или иные закономерности протекания процессов становления и развития атомной энергетики в различные периоды.

Именно к таким работам в области истории науки и техники призывал ученых академик С.И. Вавилов, который еще 40 лет назад обратил внимание на «до тривиальности очевидный рост естествознания и техники и сотни тысяч людей, творящих историю науки на земном шаре на наших глазах. Нельзя оставить без внимания это неустанное движение, - писал он, - это мощное

Введение 7 явление природы, способное изменять землю не менее радикально, чем землетрясения и потопы. Понять этот процесс, как всегда, значит, во многом овладеть им и научиться направлять его куда нужно. История науки - необходимая и, пожалуй, даже достаточная предпосылка планирования науки. Поэтому рано или поздно история науки (и техники) должна стать наукой. До сего времени, однако, она пребывает в колыбели персональных характеристик и биографий, хронологических дат и во многих случаях весьма несовершенной документации».1

Исследованием проблем развития и обеспечения безопасности атомной энергетики у нас в стране и за рубежом занимались многие известные ученые и практики. Среди них: И.В. Курчатов, М.В. Гладышев, H.A. Доллежаль, И .Я. Емельянов, Я. П. Докучаев, Н.М. Синев, В.В. Гончаров, A.M. Пет-росьянц, В.Н. Михайлов, В.А. Сидоренко, А.К. Круглов, Ф.Г. Решетников,

B.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов, Р. Кларк и др.

Знакомство с ранее проводимыми исследованиями по истории развития отечественного атомного энергетического комплекса приводит к выводу о том, что все они в основном были посвящены проблемам исследования различных аспектов так называемого человеческого фактора, т.е. комплекса «атомный объект - человек». Работы по истории развития отечественного атомного энергетического комплекса в общем списке имеющихся научно-исторических исследований практически отсутствуют. При этом большинство таких исследований носит общий характер, в результате чего упущены многие важные для изучения исторические аспекты. Именно восполнению этих пробелов в истории отечественнного атомного энергетического комплекса посвящена настоящая монография.

Монография подготовлена в Институте истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН, с которым научная деятельность автора связана с 2001 г. Без организационной и научной поддержки директора Экологического центра А.Г. Назарова и заместителя директора по науке ФГУП ВНИИАМ И.Н. Острецова монография не увидела бы свет, за что автор выражает им огромную благодарность. Основные результаты получены в процессе работ по научно-исследовательским темам, финансируемым Российской академией наук. За этот период ряд проблем истории развития атомного комплекса, рассматриваемых в монографии, обсуждался с В.П. Борисовым, В.В. Глуш-ковым, В.М. Орлом, Э.Н. Мирзояном, Е.Б. Музруковой, Д.А. Соболевым,

C.B. Кричевским, A.A. Пархоменко и многими другими. Всем коллегам, способствовавшим выполнению данной работы, выражаю свою глубокую признательность.

Огромное влияние на формирование научных взглядов автора оказали ушедшие из жизни президент Академии инженерных наук лауреат Нобелевской премии академик A.M. Прохоров и директор центра радиационной безопасности Министерства энергетики Российской Федерации А.Г. Шрамченко.

Вавилов С.И. Старая и новая физика //История и методология естественных наук. М.: 1965. вып. 3. С.3-4.

7.5. Выводы

1. Поспешная ликвидация системы государственного регулирования в стратегически важной для национальной безопасности сфере - энергетике привела к расчленению топливно-энергетического и энергомашиностроительного комплексов страны на отдельные ресурсоемкие, фактически даже информационно не увязанные на государственном уровне, в ряде случаев противоборствующие структуры (производители первичных энергоресурсов, энергопроизводящие компании, производители энергетического оборудования). Объективно необходимые структурные преобразования электроэнергомаши-ностроительного комплекса, непосредственно определяющие долгосрочную стратегию его развития, спланированы не были. Они были подменены неуправляемой приватизацией предприятий, непрерывным процессом реорганизации (фактически поэтапной ликвидации) федеральных органов исполнительной власти, ответственных за формирование и реализацию единой государственной научно-технической и промышленной политики. Единый технологически связанный научно-промышленный комплекс раздроблен на самостоятельные слабо координируемые предприятия. Сложившаяся за многие годы система государственного регулирования и управления уникальным научно-промышленным комплексом, обеспечивавшим развитие и бесперебойную работу сложнейшей многофункциональной энергетической системы России, фактически демонтирована. Структуры, способные в условиях рыночных отношений обеспечить их государственное регулирование, созданы не были, что в конечном счете привело к вынужденному свертыванию науки и производства. Практически все предприятия, работающие в области энергомашиностроения и электротехнической промышленности, приватизированы.

310 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

Однако это не привело к росту эффективности их работы. Фактический порядок приватизации ряда предприятий энергомашиностроения и электротехнической промышленности не соответствовал действовавшему законодательству Российской Федерации, эффективное управление государственными пакетами акций организовано не было. В связи с тем, что изготовление оборудования для ОИАЭ наукоемко, его производство требует развития и совершенствования научных обоснований его безопасного использования. Здесь должны включаться иные механизмы государственного рыночного регулирования (нормативно-технические документы, сертификаты, целевые налоговые льготы и т.п.), для того чтобы научные исследования, направленные на разработку и совершенствование этой продукции, были выгодны и необходимы заводам на этом рынке и обеспечивали конкурентоспособность отечественного оборудования.

2. По номенклатуре выпускаемой продукции предприятия энергомашиностроения и электротехнической промышленности в основном сохранили способность обеспечить восполнение и модернизацию выбывающих энергопроизводящих и передающих мощностей России. В то же время отсутствие долгосрочных масштабных заказов, недопустимое снижение уровня государственной поддержки и государственного регулирования привели к свертыванию фундаментальных и прикладных исследований, нарастающему техническому и технологическому отставанию основных видов отечественного энергооборудования от мирового уровня.

3. Степень износа производственных фондов предприятий энергомашиностроения по основному виду деятельности достигает 54-57%, в т. ч. машин и оборудования - превышает 75%. Износ испытательного и стендового оборудования на подавляющем большинстве предприятий достигает 90-100%. Избыточные и незадействованные производственные мощности с большим парком устаревших машин и оборудования искажают реальные возможности предприятий, создают опасную иллюзию готовности обеспечить перевооружение российской энергетики без структурных преобразований и значительных инвестиций. Фактически сложилась ситуация, ведущая к утрате производственного потенциала, позволяющего обеспечить выпуск конкурентоспособной технологически сложной продукции на уровне мировых стандартов.

Глава 8

ПРОЕКТНЫЕ, КОНСТРУКТОРСКИЕ И НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ ОРГАНИЗАЦИИ -УЧАСТНИКИ СОЗДАНИЯ ОБЪЕКТОВ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФГУП «Атомэнергопроект»

Когда в 1950 г. в Советском Союзе было принято решение о строительстве первой в мире АЭС (г. Обнинск), встала проблема ее проектирования. Организации Министерства среднего машиностроения, имевшие к тому времени опыт проектирования промышленных ядерных установок, были определены ответственными за ядерную паропроизводительную установку и другие радиоактивные контуры. Однако они не были компетенты в вопросах, связанных с производством и транспортированием электроэнергии. В связи с этим проектирование турбинного отделения и электрической части электростанции было поручено наиболее квалифицированной проектной организации Минэнерго СССР - институту «Теплоэлектропроект» («Атомтеплоэлек-тропроект»). После успешного выполнения задания институт назначили генеральным проектировщиком последующих АЭС.

Проекты первых двух АЭС с опытно-промышленными установками выполнялись Ленинградским и Московским отделениями института - соответственно Белоярская АЭС с канальными реакторами типа АМБ и Нововоронежская АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР. До 1986 г. «Атомтеплоэ-лектропроект» (АТЭП) оставался основной проектной организацией в атомной энергетике. В конце 70-х и в 80-х годах происходило интенсивное строительство атомных электростанций. Институт один уже не мог выполнить все требующиеся проектные работы. В связи с этим в качестве генеральных проектировщиков были привлечены институт «Гидропроект» Минэнерго СССР и ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР для АЭС с РБМК и ВНИПИЭнергопром Минэнерго СССР для участия в работах АТЭПа по атомному теплоснабжению.

По существовавшей в СССР практике генеральные проектировщики собственными силами выполняли примерно 50% проектно-изыскательских работ, остальные передавались субподрядным организациям, в основном специализированным. Например, обоснование проектов сложных гидротехнических сооружений выполнялось, как правило, ВНИИГ им. Б.Е. Веденеева; проекты подключения к энергосетям - Энергосетьпроектом. Широко использовались услуги таких научно-исследовательских организаций, как Всесоюзный теплотехнический институт (ВТИ), Институт физики Земли и другие.

За 30 лет было разработано около 120 проектов АЭС с различными типами реакторов. По этим проектам осуществлялось строительство не только в Советском Союзе, но и в Болгарии, Венгрии, Германии, Финляндии, Чехословакии.

После аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. в соответствии с предложением Государственного комитета СССР по науке и технике Советом Министров СССР было принято решение провести реорганизацию атомной от

312 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации расли. 15 декабря 1986 г. приказом Минэнерго СССР был создан научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт «Атомэнергопроект» (АЭП).

Коллектив института создавался путём объединения специалистов, работавших в области атомной энергетики в различных организациях Минэнерго и Минсредмаша СССР. «Атомтеплоэлектропроект» в указанном приказе был вновь переименован в «Теплоэлектропроект».

В институт «Атомэнергопроект» кроме специалистов центрального производства АТЭПа, работавших в области атомной энергетики, вошли Ленинградское, Горьковское, Харьковское и Киевское отделения и Армянский отдел. Из «Гидропроекта» были переданы специалисты московского и ленинградского подразделений, работавшие в области атомной энергетики, отделы в Балакове и Волгограде. Из ВТИ в институт «Атомэнергопроект» также перешла небольшая группа ученых.

К концу 80-х годов в институте работали 8900 человек, из них 1350 - в Москве. В первую очередь институт рассмотрел проекты всех действующих и строящихся АЭС с учетом событий на Чернобыльской АЭС. В некоторых случаях в проекты были внесены соответствующие коррективы. Одновременно выполнялись проекты, по которым осуществлялся авторский надзор строительства. Таких энергоблоков было более 70. Однако до 2001 г. введены в строй только 15. Сказались резкое изменение отношения общественности к атомным электростанциям после аварии на Чернобыльской АЭС и последующая экономическая ситуация в стране.

После распада Советского Союза в 1992 г. из института вышли Харьковское, Киевское и Армянское отделения. По решению Министерства РФ по атомной энергии в 1993 г. из института были выделены Ленинградское и Горьковское отделения - в настоящее время это Санкт-Петербургский АЭП и Нижегородский АЭП.

Несмотря на структурные изменения, продолжалось строительство таких крупных электростанций, как Балаковская, Запорожская, Ростовская, Калининская и другие. Выполнялся крупный заказ - проект блока повышенной безопасности. Но в стране нарастал кризис неплатежей. Наиболее сложный период институт пережил в середине 90-х годов. Тогда руководство института приняло нелегкое решение - значительно сократить численность коллектива. К середине 1997 г. в головном подразделении работало в полтора раза меньше людей, чем в 1990 г. В июле того же года была начата реорганизация института: введён внутренний хозрасчёт, внедрены методы бюджетирования, финансового контроля. Результаты не замедлили сказаться, и уже в 1997 г. численность института начинает увеличиваться. Привлечение молодежи в значительной мере сгладило проблему разрыва между поколениями.

Задачи института во многом определены стратегией развития атомной энергетики России - всемерно способствовать безопасной эксплуатации действующих электростанций; добиваться продления срока службы действующих энергоблоков; обеспечивать достройку мощных энергоблоков, законсервированных в 90-е годы (пятые энергоблоки Балаковской и Курской АЭС и другие), а также сооружать АЭС повышенной безопасности (Нововоронежская, Башкирская, Балаковская и другие) и разрабатывать АЭС нового поко

Глава 8 313 ления, включая АЭС повышенной мощности с реактором ВВЭР-1500. Накопленный институтом научно-технический потенциал позволил ему осуществить разработку весьма сложных и оригинальных проектов зарубежных АЭС. По проектам «Атомэнергопроекта» сооружаются АЭС в Иране и Индии, модернизируется АЭС в Болгарии. По АЭС в Чехии предоставляются инженерно-консультационные услуги. К числу новых технических решений, разрабатываемых институтом, относятся АЭС с модульными свинцово-висмутовыми реакторами, АТЭЦ с кипящими корпусными реакторами, а также оснащение АЭС современными автоматизированными системами управления технологическими процессами на базе свободно программируемой вычислительной техники.

ФГУП «СПбАЭП»

Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструк-торский институт «Атомэнергопроект» - один из старейших в России. Родился институт 1 сентября 1929 г., когда приказом по тресту «Энергострой» на базе Ленинградского гидротехнического бюро было создано его местное отделение (ЛОЭ). Оно выполняло проектно-изыскательские работы по гидравлическим и тепловым электростанциям. Позже, в 1932 г., работы по теплоэлектростанциям были переданы из «Энергостроя» вновь созданному на основе ЛОЭ СевероЗападному отделению треста «Теплоэлектропроект» (СЗО ТЭП). В 1951 г. трест преобразуется во Всесоюзный государственный проектный институт «Тепло-электропроект» (ВГПИ ТЭП), и СЗО ТЭП переименовывают в Ленинградское отделение ВГПИ ТЭП (ЛОТЭП). В 1982 г. ВГПИ ТЭП преобразован во Всесоюзный государственный научно-исследовательский и проектно-изыскательский институт «Атомтеплоэлектропроект» (ВГНИПИИ АТЭП), а ЛОТЭП - в ЛОА-ТЭП. В 1986 г. ЛОАТЭП стал отделением всесоюзного института «Атомэнергопроект». В 1993 г. ЛОАТЭП получил статус самостоятельного института, получившего название СПбАЭП. В 2001 г. он был преобразован в Федеральное государственное унитарное предприятие - ФГУП «СПбАЭП».

За более чем 70-летнюю историю института его сотрудники из поколения в поколение высоко несли знамя первопроходцев проектирования вначале тепловых, а со второй половины XX в. - и атомных электростанций. По проектам ленинградцев с 1929 по 1991 гг. в СССР построены и введены в эксплуатацию более 90 ГРЭС, ТЭЦ, АЭС и ГТЭС, на которых установлено 439 турбоагрегатов общей мощностью 29,72 млн кВт.

Вот выборочная хроника создания объектов мирного атома. В 1955 г. ЛОТЭП выполнил проектное задание и обеспечил рабочие чертежи по паро-генераторному и турбинному отделениям электростанции в г. Северске с использованием сбросного тепла от уран-графитовых реакторов комбината Минсредмаша.

В конце следующего года ЛОТЭПу поручили разработать проектные задания АЭС с опытно-промышленными реакторными установками, при этом в 1956 г. уже были определены конкретные площадки для размещения этих АЭС. Так, для реакторов АМБ-100 была выбрана Белоярка под Свердловском, для реактора КС-150 - окрестности г. Трнава в Словакии, для реактора ВВЭР-210 прорабатывалась площадка в Ленинградской обл. Помимо решения сложных технических схемных проблем по этим разнотипным АЭС необ

314 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации ходимо было найти оптимальные компоновочные и архитектурно-строительные решения по их основным и вспомогательным сооружениям. За считанные месяцы эта работа была выполнена, а накопленный опыт использовался потом при проектировании последующих атомных электростанций.

Следует отметить, что на АЭС объемы выполняемой проектной документации и весьма сложных строительно-монтажных работ значительно превышают аналогичные по тепловым электростанциям. Специалисты института справились с заданиями. Энергоблок с реактором КС-150 проектировался совместно с чехословацкими специалистами и был пущен в 1972 г. на АЭС в Словакии. Этапными для института стали работы над промышленными АЭС с более мощными реакторами. Так, в начале 60-х годов ЛОТЭП участвовал в проектировании Кольской АЭС с ВВЭР-440. Первый энергоблок пущен в 1973 г., второй - в 1974 г. В 1966-1974 гг. ЛОТЭП выполнил технико-экономические обоснования (ТЭО) выбора пунктов строительства Ровенской АЭС, а также на Камчатке, Чукотке, в Литве, Латвии, Белоруссии - все с реакторами типа ВВЭР. В тот же период в содружестве со специалистами пражского института «Энергопроект» сотрудники ЛОТЭПа спроектировали АЭС В-1 «Богунице» с двумя реакторами ВВЭР-440 в модификации 230. В 1978-1980 гг. оба энергоблока вошли в эксплуатацию.

В конце 1969 г. ЛОТЭП приступил к работе над АЭС «Ловииза» (Финляндия) с реакторами ВВЭР-440. Проект станции впервые в отечественной практике разрабатывался на основе норм безопасности, принятых в странах Запада. Предусматривались локализация аварийных ситуаций с помощью герметичной защитной оболочки, аварийное охлаждение активной зоны реактора ледовыми конденсаторами, высокая степень автоматизации, такая компоновка основных сооружений АЭС, при которой расход строительных материалов - бетона, арматурной стали и других - на 20-30% меньше, чем на аналогичных АЭС. Проектирование осуществлялось совместно с зарубежными фирмами. В 1977 г. пущен первый энергоблок, в 1980 г. - второй. До сих пор АЭС «Ловииза» входит в число самых безопасных и экономичных в мире.

Ряд технических решений в дальнейшем был использован при разработке унифицированного проекта АЭС с энергоблоками ВВЭР-440, который ЛОТЭП осуществил в 1974 г. вместе с Киевским и Уральским отделениями для второй очереди Кольской АЭС, АЭС «Пакш» в Венгрии, Ровенской АЭС на Украине. С использованием унифицированного проекта были пущены также энергоблоки на АЭС «Дукованы» в Чехии, АЭС «В-2» в Словакии. Там же для АЭС «Моховце» унифицированный проект был приспособлен для условий сейсмичности 7 баллов. Здесь в 1998 и 2000 гг. были пущены два энергоблока из четырех сооружаемых. В 1977-1991 гг. осуществлялись проектирование и авторский надзор двух энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 (В-213) на АЭС «Жарновец» в Польше. В 1975 г. выбрана площадка для сооружения АЭС «Хурагуа» на Кубе, начались проектные и строительно-монтажные работы, которые велись до 1992 г., а потом из-за отсутствия средств у заказчика выполнялись работы по консервации сооружений.

В 70-е годы институт вел работы по выбору площадок для сооружения АЭС в Ливии, Сирии, Ираке, Северной Корее, на Кубе в пункте Ольгин, выполнял технический проект расширения Армянской АЭС.

Глава 8 315

Кроме выполнения этих и других разработок АЭС с реакторами средней мощности ВВЭР-440 институт специализировался на энергоблоках с реакторами на быстрых нейтронах (БН). Так, по проекту института на Белоярской АЭС был пущен энергоблок БН-600.

В рамках широкой программы возведения АЭС с реакторами ВВЭР-1000 ленинградцы проектировали фундаменты турбоагрегатов производства Ленинградского металлического завода и «Электросилы», градирни и блочные насосные для технического водоснабжения. С 1981 г. институт вел генеральное проектирование АЭС «Темелин» в Чехии с двумя ВВЭР-1000, первый из которых пущен в 2000 г. Шла также совместно с фирмой «ИВО» разработка энергоблока с четырьмя независимыми каналами систем безопасности и двумя железобетонными оболочками. Вначале предполагалось установить его в Финляндии, а затем проект был доработан для использования в других странах, в частности, предложен Китаю. В 1997 г. заключен контракт на сооружение Ляньюньганской (Тяньваньской) АЭС. Технический проект института утвержден китайской стороной, и на площадке по рабочим чертежам института идут строительные работы.

После чернобыльской катастрофы 1986 г. была серьезно перестроена организация проектирования АЭС. Прошла реорганизация в сторону специализации: на базе «Атомтеплоэлектропроекта» образованы два института - «Ато-мэнергопроект» и «Теплоэлектропроект» со своими отделениями. И уже в 1987 г. развернулись реконструкция действующих энергоблоков Кольской, Белоярской, Ленинградской, Курской, Чернобыльской АЭС и разработка ТЭО выбора пунктов и площадок для сооружения АЭС в Приморском и Хабаровском краях, Пермской обл., республиках Карелия и Коми. Работы по действующим АЭС продолжаются и за рамками XX в., за исключением Чернобыльской АЭС.

В 1989 г. ЛОАЭП совместно с ОКБ «Гидропресс» предложили новую концепцию обеспечения безопасности АЭС с реакторами средней мощности, выполнили проект АЭС нового поколения с реакторами ВВЭР-640; выбрали и утвердили площадки для их размещения около города Сосновый Бор Ленинградской обл., на Кольской АЭС-2, Дальневосточной АЭС в Хабаровском крае. Уже в XXI в. институт интенсивно занимается также созданием АЭС нового поколения с ВВЭР-1000, ВВЭР-1500, БН-800, уровень экономичности и безопасности которых соответствует современным мировым образцам.

В настоящее время особый интерес представляет разрабатываемый СПбА-ЭП по заказу Минатома РФ технический проект энергоблока электрической мощностью 300 МВт с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-ЗОО) и пристанционным топливным циклом. Он позволит создать базу для разработки энергоблока большой мощности (1200 МВт), решить задачу эффективного энергообеспечения на далекую перспективу. Всего по проектам Санкт-Петербургского «Атомэнергопроекта» построены и работают тепловые и атомные электростанции в 18 странах мира.

ОКБ «Гидропресс»

Главный конструктор реакторных установок ВВЭР ОКБ «Гидропресс» до разработки проектов АЭС с ВВЭР-440 (В-318) и АЭС с ВВЭР-1000 выполнял

316 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации функции главного конструктора реактора с оборудованием шахтного объема и парогенераторов. По постановлению правительства (сентябрь 1971 г.) ОКБ «Гидропресс» назначено головной организацией по реакторным установкам ВВЭР. С этого момента ОКБ «Гидропресс» выполняло функции главного конструктора реакторных установок ВВЭР для АЭС всех типов, созданных в нашей стране и за рубежом, разрабатывало системы и оборудование РУ в номенклатуре, объеме и границах, определенных техническими заданиями и разделительными ведомостями с генпроектировщиком АЭС, отвечая за работоспособность, экономичность, надежность и безопасность реакторных установок. ОКБ «Гидропресс» осуществляло авторский надзор за изготовлением, монтажом, испытаниями и эксплуатацией оборудования и систем РУ, разработанных им и субподрядными организациями. ОКБ «Гидропресс» вьда-вало технические требования и осуществляло координацию работ субподрядных научных, проектных, конструкторских, производственных организаций, выполняющих части проектов реакторных установок.

РНЦ «Курчатовский институт»

РНЦ «Курчатовский институт» является научным руководителем проектов всех реакторных установок. Бессменным научным руководителем проектов РУ после И.В. Курчатова был А.П. Александров, возглавлявший Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова (ИАЭ). При создании проектов реакторных установок ИАЭ разрабатывались научные проблемы, которые закладывались в основу технических заданий на реакторную установку АЭС в целом, осуществлялись консультации по новым научным вопросам в работах организаций генерального проектировщика АЭС и главного конструктора реакторных установок, выполнялись комплексные работы по нейтронно-фи-зическим расчетам активных зон, их экспериментальному обоснованию и руководству физическими и энергетическими пусками РУ.

Ижорские заводы

Конструкторы и технологи Ижорских заводов, включая металлургов, участвовали в создании основного оборудования реакторных установок ВВЭР с самого начала работ, а именно с 1955 г. В результате деятельности конструкторов Ижорских заводов по заданию главного конструктора реакторов ВВЭР (ОКБ «Гидропресс») и с его непосредственным участием, а также с участием Центрального научно-исследовательского института материалов и сварки ЦНИИМС (впоследствии - ЦНИИКМ «Прометей») впервые в нашей стране были созданы уникальные конструкции корпусов реакторов и парогенераторов. Опыт создания первых корпусов реакторов ВВЭР-210, ВВЭР-70 подтвердил способность конструкторской организации Ижорских заводов быть главным конструктором корпусного оборудования для реакторных установок ВВЭР. Конструкторами Ижорских заводов были разработаны проекты приводов СУЗ для ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-213, В-270, В-3 18) и ВВЭР-1000 для 5-го блока НВАЭС, ряда транспортно-технологических приспособлений. Вся работа конструкторов Ижорских заводов по созданию оборудования для РУ принималась ОКБ «Гидропресс».

Глава 8 317

Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей». Центральный научно-исследовательский машиностроения (ЦНИИТМАШ)

ЦНИИ КМ «Прометей» (ранее - ЦНИИМС) сыграл определяющую роль в реализации требований ОКБ «Гидропресс» по созданию в первую очередь корпусной стали и сварочных материалов для реакторов ВВЭР. Необходимо отметить, что отработанная длительными исследованиями слаболегированная хромомолибденованадиевая сталь марки 48ТС обладает высокими свойствами сопротивления радиационному охрупчиванию при интегральном потоке нейтронов на корпус в районе активной зоны 1 • 1020 нейтр./см (с энергией >0,5 МэВ) за проектный срок службы 40 лет.

В ЦНИИМАШе созданы основные и сварочные для АЭС с реакторами мощности 1000 МВт, в том числе стали 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А, 15Х2НМФА, кл.1 для корпуса реактора ВВЭР-1000. Радиационные исследования корпусной стали проводились совместно с РНЦ «Курчатовский институт» и НИИАР.

Центральное конструкторское бюро машиностроения (ЦКБМ)

ЦКБМ является единоличным разработчиком главных циркуляционных насосов реакторных установок ВВЭР для АЭС всех поколений: для РУ ВВЭР-210, ВВЭР-70, ВВЭР-363. ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-270) разработаны герметичные насосы, для остальных типов РУ ВВЭР, начиная с ВВЭР-440 (B-2I3), - с уплотнением вала, с минимальными организованными протечками. ЦКБМ созданы насосные агрегаты для комплектования РУ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 для различных условий, включая сейсмические нагрузки. Опытные образцы насосных агрегатов для различных типов ВВЭР отрабатывались на стендах ЦКБМ со сдачей межведомственной комиссии. Работа насосных агрегатов в течение длительной эксплуатации АЭС подтвердила их высокое качество.

ВИАМ, ВНИИНМ и ОКБ МЭП (разработчики тепловыделяющих и поглощающих элементов)

Создание основных компонентов активных зон (тепловыделяющих, поглощающих элементов и боросодержащих материалов) для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 по техническим требованиям ОКБ «Гидропресс» обеспечили основные организации-разработчики: ВИАМ, ВНИИНМ и ОКБ МЭП с участием ИАЭ (петлевые радиационные испытания) и ОКБ Гидропресс» (испытания на теплогидравлических циркуляционных стендах и стендах прочности).

ВИАМ (Всесоюзный институт авиационнных материалов) является разработчиком тепловыделяющих элементов для рабочих и тепловыделяющих сборок регулирующих кассет активных зон реакторов В-1, В-2, В-ЗМ и ВВЭР-440 всех модификаций (В-179, В-230, В-213, В-270, В-318). Были созданы материалы для ядерного топлива и оболочек твэлов.

ВНИИНМ (Всесоюзный научно-исследовательский институт неорганических материалов) является разработчиком тепловыделяющих элементов кассет активных зон реакторов ВВЭР-1000 всех модификаций (В-187, В-302, В-338, В-320).

ОКБ завода «Полиметаллы» является разработчиком поглощающих ма

318 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации териалов и конструкций из них для активных зон ВВЭР: для В-1, В-2, В-ЗМ и ВВЭР-440 были разработаны вкладыши шестигранной формы из бористой стали; для ВВЭР-1000 - с заполнением карбидом бора.

ИАЭ и НИИАР обеспечили радиационные испытания тепловыделяющих и поглощающих элементов активных зон ВВЭР.

Разработчики систем управления и защиты реактора

Создание по техническим требованиям ОКБ «Гидропресс» комплексных систем управления и защиты реактора всех проектов РУ В-1, В-2, В-ЗМ, ВВЭР-440, ВВЭР-1000 проводилось ВНИИЭМ, а систем контроля - СНИИП.

ВНИИЭМ (Всесоюзный научно-исследовательский институт электромеханики) разработал и внедрил на АЭС системы управления и защиты реакторов (СУЗ) для реакторных установок ВВЭР всех типов.

СНИИП (Союзный научно-исследовательский институт приборостроения) разработал и внедрил системы контроля нейтронного потока (АКНП), системы контроля за подкритичностью реактора при перегрузке (СКП), системы внутриреакторного контроля (ВРК), системы контроля герметичности твэлов при перегрузке реактора и непрерывного контроля активности теплоносителя для реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 всех модификаций.

Заключение 321

Машиностроительные заводы развитых стран настроены на производство цилиндрических твэлов, тепловыделяющих сборок, корпусов реакторов, парогенераторов и тому подобного уникального оборудования для АЭС. Да и ученым привычнее иметь дело с экспериментальными установками, расчетными кодами, приспособленными для существующих типов реакторов.

Проблемы, связанные с ядерной безопасностью, отходами, нераспространением, и в нашей стране, и за рубежом решены на социально приемлемом уровне. И эта ситуация объективно тормозит заказы государств на разработку иных типов реакторов, свободных от вышеупомянутых проблем. По существу, человечество вошло в третье тысячелетие с теми же типами реакторов, которые были когда-то созданы по военным программам. И это результат отсутствия общественной поддержки и государственных заказов на новые технологии, т.е. дефект государственной политики в области развития ядерных технологий производства энергии.

Нынешнее руководство Росатома многое делает для сохранения атомной технологии. Но ни в обществе, ни в государстве в настоящее время нет ясно выраженных побудительных мотивов для развития этой отрасли, какие, к примеру, были в СССР. Тогда у Средмаша были две основные цели. Одна, первоначальная, - ядерный щит Родины, другая, побочная, - используя огромный научно-технический потенциал, найти области возможного мирного применения освоенных технологий. До Чернобыля казалось, что эта вторая цель найдена: широкомасштабное развитие атомной энергетики на базе имеющихся конструкций ядерных реакторов. Масштабность обеих целей способствовала стабильности отрасли. Недаром почти тридцать лет во главе ее стоял один человек. А в отсутствие таких целей за последующие пятнадцать лет сменилось пять министров, ведомство четырежды переименовывали.

Да и в остальном мире последние тридцать лет атомная наука, по существу, занималась тем, что обосновывала безопасное использование военных реакторов для мирных целей. Но чем дальше ядерная энергетика отходила от ядерно-оружейной технологии, чем самостоятельнее становился мирный атом, тем больше углублялся разрыв между научными исследованиями в гражданской и военной областях. Чем менее открытая наука финансировалась из оборонного заказа, тем мельче становились концептуальные задачи энергетики. Совершенствование и улучшение имеющегося обычно не требуют таких усилий, как поиск нового и открытие иных подходов. И, как уже отмечалось, «те проблемы, которые возникли как следствие несовершенства наших знаний в прошлом, невозможно разрешить на основе старых стереотипов мышления» А. Эйнштейн).

На пути совершенствования эксплуатации действующих реакторов отечественная наука сделала очень много, и, по общему мнению мирового сообщества специалистов, современная ядерная технология удовлетворяет сегодняшним требованиям безопасности.

Сегодня на вопрос: «Может ли произойти тяжелая запроектная авария на АЭС?» мы должны честно ответить: «Да - может при ослаблении требований к надежности оборудования, к регулированию безопасности, к отбору и квалификации персонала, к эксплуатационной дисциплине и т.п.». А тяжелая запроектная авария на современных реакторах может быть сопряжена с по

322 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации вреждением реактора и последующими радиоактивными выбросами, во много раз превышающими допустимые нормы для населения и окружающей среды. В условиях продления сроков эксплуатации старых энергоблоков (первое поколение) и увеличения числа реакторов при остающемся несовершенстве их проектов эта вероятность будет возрастать.

История энергетики содержит примеры тупиковых решений, когда заманчивые перспективные идеи разбивались о рифы технологических проблем. МГД-генераторы, реакторы с диссоциирующим теплоносителем не нашли применения в энергетике из-за отсутствия необходимых материалов, обладающих требуемой в эксплуатации долговечностью, надежностью, стойкостью и т.п. Долго ожидаемый ИТЭР еще не прошел необходимую проверку и также находится на стадии НИР и ОКР. По существу, он - единственная, хотя и достаточно отдаленная перспектива долговременного энергетического обеспечения жизни на планете. И хорошо, что ее решением занимается международное сообщество. Но надо иметь и страховочные варианты на период порядка 50-100 лет. Таковой технологией может явиться комбинированная схема использования ядерного реактора совместно с ускорительной техникой.

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АМБ - реактор «Атом Мирный Большой»

АЭС - атомная электрическая станция

АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль

АБП - агрегат бесперебойного питания

АПЛ - атомная подводная лодка

АСУ ТП - автоматизированная система управления тепловыми процессами

АСКРО - автоматизированная система контроля радиационной обстановки

АТО - атомно-технологическое обслуживание

БН - реактор на быстрых нейтронах

БТБ - береговая технологическая база

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ГСС - Государственная система стандартизации

ГОСТ - государственный стандарт (вид документа в области стандартизации)

ГЦН - главный циркуляционный насос

Госстандарт России (устар.), преобразован в Росгехрегулирование

- Государственный комитет Российской Федерации по стандартизации и метрологии

- Федеральное агентство по техническому регулированию и метрологии Госатомнадзор России (устар.), вошел в состав Ростехнадзора

- Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности

- Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору

Госгортехнадзор России (устар.), вошел в состав Ростехнадзора

- Федеральный горный и промышленный надзор России

Ду - диаметр условный

ИИИ - источник ионизирующего излучения

ИЯУ - исследовательская ядерная установка

ИСО (ISO) - Международная организация по стандартизации

ИР - исследовательский реактор

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности

КС - критический стенд (сборка)

КИП и А - контрольно-измерительные приборы и автоматика

Минатом России (устар.), преобразован в Росатом

- Министерство Российской Федерации по атомной энергии, преобразованное в Федеральное агентство по атомной энергии МАГАТЭ (ТАРА) - Международное агентство по атомной энергии МКУ - минимальный контрольный уровень

МБК - металлобетонный контейнер

МКРЗ - Международная комиссия по радиационной защите

НИОКР - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы НД - нормативный документ

НЗК - невозвратно-защитный железобетонный контейнер

НУА - низкая удельная активность

ОСТ - отраслевой стандарт (вид ранее существовавшего документа по стандартизации) ОИАЭ - объект использования атомной энергии

ОИТ - оборудование, изделия и технологии для ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения ОЯТ - отработанное (облученное) ядерное топливо

0)ТВС - (отработавшая) тепловыделяющая сборка

324 В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

ПЭН - питательный электронасос

ПКС - подкритический стенд (сборка)

ПТБ - плавучая технологическая база

ПНАЭ - федеральные правила и нормы по безопасности в области использования атомной энергии (вид нормативного документа)

1111Р - планово-предупредительный ремонт

ПКДП - плавучий контрольно-дозиметрический пункт

ПГ - парогенератор

ПХ - пункт хранения

РИТЭГ - радиоизотопный термоэлектрогенератор

РИТ - радиационный источник тепла

РД - руководящий документ

РБМК - реактор большой мощности канальный

РАО - радиоактивные отходы

РУ - реакторная установка

РВ - радиоактивные вещества

СНиП - строительные нормы и правила (вид нормативного документа)

СанПиН - санитарные нормы и правила (вид нормативного документа)

СОПВ - система охлаждения питательной водой

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны реактора

СУЗ - система управления и защиты

СПП - сепаратор-пароперегреватель

ТС - транспортное средство

ТБТ - технические барьеры в торговле

ТК (станд.) - технический комитет по стандартизации

ТУ - технические условия (вид проектно-конструкторского документа)

ТМО - тепломеханическое оборудование ТК (энергет.) - технологический канал активной зоны реактора

ТГ - турбогенератор

ТУК - транспортный упаковочный контейнер

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

ТНТ - технический наливной танкер

УГТ - уран-гадолиниевое топливо

УЗК - ультразвуковой контроль

ХЖ(Р)0 - хранилище жидких (радиоактивных) отходов

ХТ(Р)0 - хранилище твердых (радиоактивных) отходов

ХОЯТ - хранилище отработавшего ядерного топлива

ЭГП - реактор энергетический графитовый «Полярный»

ЭЛО - электронное оборудование

ЭТО - электротехническое оборудование

ЯТЦ - ядерный топливный цикл

Я(Д)М - ядерные (делящиеся) материалы

ЯЭУ - ядерно-энергетическая установка

Я)РБ - (ядерная) радиационная безопасность

ЯРОО - ядерно- и радиационно-опасный объект

1. Абрамов Ю.В. и др. Определение доз внешнего облучения органов и тканей в соответствии с требованиями НРБ-99 в производственных условиях // Медицина экстремальных ситуаций. 2000. № 3 (6). С.55-60.

2. Агапова Н.П., Бочвар A.A., Займовский A.C. Атомное материаловедение // Советская атомная наука и техника. М.: Атомиздат. 1967.

3. Адамов Е.О. Белая книга ядерной энергетики. М., 1998. 269 с.

4. Аклеев А.В и др. Радиоактивное загрязнение окружающей среды в регионе Южного Урала и его влияние на здоровье населения / Под общ. ред. акад. JI.A. Булда-кова. М.: ЦНИИАтоминформ, 1991.

5. Александров А.П. Ядерная физика и развитие атомной техники в СССР // Октябрь и научный прогресс. М.: АН СССР. 1967.

6. Александров А.П. Атомная энергетика и научно-технический прогресс. М., 1978. С. 261-263.

7. Алексахин P.M. Ядерная энергия и биосфера. М.: Энергоатомиздат. 1982. 234 с.

8. Алиханов А.И., Владимирский В.В., Никитин С.Я. Опытный физический реактор с тяжелой водой: докл. на конф. по мирному использованию атомной энергии в Женеве. М.: АН СССР. 1955.

9. Ананьев А.Н., Белянин JI.A., Еперин А.П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М.: Энергоатомиздат. 1996.

10. Антонов A.M. Первое поколение атомоходов СКБ-143 // Вестн. «Подводное кораблестроение. Прошлое, настоящее, будущее» / учред. СПМБМ «Малахит». СПб., 1996, вып. № 6. 73 с.

11. Атом без грифа «секретно»: точки зрения / Составители А. Емельянинков, В. Попов. Москва-Берлин. 1992. 186 с.

12. Атомной энергетике XX лет. М., 1974. С. 17, 20, 24-27, 41, 45.

13. Атомная наука и техника в СССР: Юбилейный сборник. М.: Атомиздат. 1977. 348 с.

14. Атомная наука и техника в СССР / Под ред. И.Д. Морозова. М.: Атомиздат. 1977. 359 с.

15. Атомной энергетике XX лет. М. 1974. С. 17, 20, 24-27,41, 45.

16. Атомный проект СССР: Документы и материалы. В 3 т. / Под общ. ред. Л.Д. Рябева. М. Саров: Наука; Физматлит. 1999. Т. II. Кн. 1. 719 с.

17. Атомный проект СССР: Документы и материалы. В 3 т. / Под общ. ред. Л.Д. Рябева. М.: Издательство МФТИ, 2002. Т. I. Ч. 2. 800 с.

18. Атомный проект СССР: Документы и материалы. В 3 т. / Под общ. ред. Л.Д. Рябева. М. Саров: Наука; Физматлит; МФТИ. 1998-2003.

19. Атурова В.П., Ермаков А.И., Коваленко В.В., Куркатов С.В. Первые результаты определения плутония в донных отложениях р. Енисея и почвах Красноярского края. / Сб. докладов 3-й Международной радиоэкологической конференции. Красноярск, 1996. С. 81-91.

20. Безопасность атомных станций. Проблемно-тематич. сб. / Росэнергоатом и Элек-триситэ де Франс. EDF-EPN-DSN. Paris. September 1994.

21. Безопасность АЭС с канальными реакторами / А.Н. Ананьев, Л.А. Белянин, А.П. Еперин и др. М.: Энергоатомиздат. 1996. 400 с.

22. Безопасность России. Правовые, социально-экономические и научно-технические аспекты. Регулирование ядерной и радиационной безопасности: проблемно-темат. сб. / НТЦ ЯРБ. Колл.авт. М.: МГОФ «Знание». 2003. 350 с.

23. В. M. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

24. Белицкий С.А., Маркелова В.Ф., Орлова Е.И и др. Оценка радиационной безопасности окружающей среды при длительном хранении жидких отходов АЭС. // Тех. прогресс в атомной промышленности. Изотопы в СССР. 1987. № 1/72 . С. 75 -78.

25. Берия С. Мой отец Лаврентий Берия. М.: Современник. 1994.

26. Блехер А.Я., Пащенко Л.П. Оптимизация объёма радиационного контроля на РТП «Атомфлот». Отчет о НИР/НИИГМТ. Л., 1991.93 с.

27. Блохинцев Д.И., Николаев H.A. Первая АЭС в СССР и пути развития атомной энергетики: В кн. «Реакторосгроение и теория реакторов». М., 1955. С. 4.

28. Блохинцев Д.И., Доллежаль H.A., Красин А.К. Некоторые выводы из опыта эксплуатации первой в мире АЭС // Атомная энергия. 1974. Т. 36, вып. 6. С. 425.

29. Блохинцев Д.И. Рождение мирного атома. М., 1977. С. 25-27, 35-42, 44.

30. Болсуновский А.Я., Меныциков В.Ф. Перечень предприятий, которые должны быть первыми в списке на внедрение современных систем учета, контроля и физической защиты ядерных материалов // Ядерный контроль. 1995. № 9. С. 18-20.

31. Болсуновский А.Я. Радиоэкология южной части Красноярского края в зоне влияния Горно-химического комбината (Железногорск). Красноярск. Отчет РЗК. 1996. 78 с.

32. Боярский П.В, Гусев C.B., Евсеев В.Ф. и др. Концепция формирования системы особо охраняемых природных и историко-культурных территорий на Новой Земле. // Под редакцией П.В. Боярского. M., Т.З. 1994. С.13-37.

33. Брохович Б.В. И.В. Курчатов на Южном Урале в Челябинске-40: Воспоминания ветеранов. Челябинск-40: ПО «Маяк». 1993.

34. Букань П. По следам подводных катастроф. М.: Гильдия мастеров «Русь». 1992. 230 с.

35. Булатов В. Россия радиоактивная. Новосибирск: ЦЭРИС. 1996. 272 с.

36. Бурлакова Е.Б. и др. Известия вузов. Химия и химическая технология. 1959. Т. 2. Вып. 4.

37. Бурлакова Е.Б. и др. Особенности биологического действия малых доз облучения // Последствия Чернобыльской катастрофы: Здоровье человека. М.: 1996.

38. Былкин Б.К., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др. Вывод из эксплуатации атомных станций и исследовательских реакторов в России. // Изв. Академии промышленной экологии. 2000. № 2. С. 62-66.

39. Векслер Л.М. Оценка уровня безопасности захоронения радиоактивных отходов // Экология промышленного производства. 1993. № 3. С. 24—25.

40. Вернадский В.И. Задача дня в области радия (1910) // В.И. Вернадский. Очерки и речи. Пг.: Науч. хим. техн. 1922. Вып. 1.

41. Вернадский В.И. О нахождении радиевых руд в России // Труды первого Всероссийского съезда по борьбе с раковыми заболеваниями. Пг.: 1915.

42. Вернадский В.И. Труды по радиогеологии. М.: Наука. 1997.

43. Визгин В.П. «Основной вопрос» философии ядерной безопасности // Третий съезд по радиационным исследованиям. Москва, 14-17 окт. 1997 г. Тезисы докл. Том 3. Пущино, 1997. С. 138-139.

44. Власов М.Н., Кричевский C.B. Экологическая опасность космической деятельности. М.: Наука. 1999. 287 с.

45. Вопросы радиационно-гигиенического обследования моря. // Под. ред. К.К. Аг-линцева. М.: Воениздат. 1965. 303 с.

46. Воронин Л.М. Особенности проектирования и сооружения АЭС. М.: Атомиз-дат, 1980. 192 с.

47. Гладышев М.В. Плутоний для атомной бомбы: Директор плутониевого завода делится воспоминаниями. Челябинск-40: ПО «Маяк» 1992.

48. Список использованных источников 327

49. Гончаров В.В. Исследовательские реакторы: Создание и развитие. М.: Наука. 1986.

50. Гровс Л. Теперь об этом можно рассказать / Сокр. пер. с англ. О.П. Бегучева; предисл. и ред. В.В. Ларионова. М.: Атомиздат. 1964. 302 с.

51. Гусев В.Н., Беляев A.C. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. М., 1986. 224 с.

52. Данилян В.А., Высоцкий В.А., Максимов A.A. Влияние утилизации атомных подводных лодок на радиоэкологическую обстановку в Дальневосточном регионе // Атомная энергия, т. 89, вып. 6. 2000. С. 454-474.

53. Дрожко Е.Г., Иванов И.А., Алексахин А.И. И др. Современное состояние подземной гидросферы в районе ПО «Маяк». Вопросы радиационной безопасности. ПО «Маяк», 1996. № 1. С. 11-19.

54. Гольдшмидт Б. Атомная проблема: Политические и технические аспекты / Сокр. пер. с франц. А.Д. Федоровой. Под ред. B.C. Емельянова. М.: Атомиздат. 1964. 178 с.

55. Гордон Б.Г. Предложения по идеологии технического регулирования в области использовании атомной энергии // Вестн. Госатомнадзора России. 2004. № 1(29). С. 3-18.

56. Гоудсмит С. Миссия «Алсос» / Пер. с англ. В.Н. Дурнева. М.: Литература по атомной науке и технике Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР. 1963. 190 с.

57. Гринберг А.П., Френкель В.Я. Игорь Васильевич Курчатов в Физико-техническом институте. Л.: Наука. 1984.

58. Губарев B.C. Атомные города. М., 1968. С. 62-63.

59. Губарев B.C. Челябинск-70. М.: ИздАт. 1993.

60. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. Энергоиздат. 1986. 286 с.

61. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ. 2002. 480 с.

62. Довгуша В.В., Тихонов М.Н. и др. Радиационная обстановка на Северо-Западе России. Мурманск: Книга, 1999. 224 с.

63. Довгуша В.В., Тихонов М.Н., Блехер А.Я. Источники загрязняющих отходов при утилизации атомных подводных лодок // Жизнь и безопасность. 2000. № 3-4. С. 581- 593.

64. Докучаев Я.П. От плутония к плутониевой бомбе: из воспоминаний участника событий // История советского атомного проекта: документы, воспоминания, исследования / Отв. ред. и сост. В.П. Визгин. М.: Янус-К. 1998. Вып. 1. 392 с.

65. Доллежаль H.A. У истоков рукотворного мира: Записки конструктора. М: Знание. 1989. 256 с. (Трибуна академика).

66. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980. 320 с.

67. Дубасов Ю.В., Малагов П.Б., Баранов Ю.М. и др. Радиационно-экологичес-кий мониторинг на Северном испытательном полигоне. НПО «Радиевый институт». Отчет по теме В24В00 («Регион-2»). 1993.

68. Егоров Ю.А., Носков A.A. Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энерго-атомиздат, 1986. 230 с.

69. Елфимов Ю.Н. Маршал индустрии: Биографический очерк о А.П. Завенягине. Челябинск, 1991.

70. Емельянов И.Я., Егиазаров М.Б., Рябов В.И. и др. Физический пуск реактора РБМК второго блока Ленинградской АЭС им. В.И. Ленина // Атомная энергия. 1976. Т. 40. вып. 2.

71. Жежерун И.Ф. Строительство и пуск первого в Советском Союзе атомного реактора. М.: Атомиздат. 1978.

72. В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

73. Жучихин В.И. Первая атомная: Записки инженера-исследователя. М.: ИздАт. 1993.

74. Зайцева Л.Л., Фигуровский Н.А. Исследования явлений радиоактивности в дореволюционной России. М.: АН СССР. 1961. 434 с.

75. Заключение экспертной комиссии по экологической ситуации в районе деятельности ПО «Маяк». Под. пред. комиссии В.Н. Большакова. М., 1990. 345 с.

76. Заключение Экспертной подкомиссии Государственной Экспертной Комиссии Госплана СССР по проекту строительства Южно-Уральской атомной станции (Колл. авторов: А.Г. Назаров, Г.С. Сакулин, Л.Н. Шадрин и др.). М.: Госплан СССР, 1991. 58 с.

77. Иванов В.Б. В основе безопасности перевозок разумная достаточность // Мост. 2000. № 37. С. 41-44.

78. Иойрыш А.И., Морохов И.Д., Иванов С.К. А-бомба. М.: Наука. 1990.

79. Иойрыш А.И. О чем звонит колокол. М.: Политическая литература. 1991. 400 с.

80. Ильин Л.Л. Радиационные аварии: медицинские последствия и опыт противорадиационной защиты // Атомная энергия. 2002. Т. 92, вып.2. С. 143-152.

81. Ирвинг Д. Вирусный флигель / Пер. с англ. А.И. Штейнгауза. М.: Атомиздат. 1969. 352 с.

82. История советского атомного проекта: документы, воспоминания, исследования / Отв. ред. и составитель д. ф.-м. н. В.П. Визгин. Вып. 1 М.: Янус-К. 1998. 392 с.

83. История советского атомного проекта: документы, воспоминания, исследования / Отв. ред. и составитель д. ф.-м. н. В.П. Визгин. СПб.: Вып. 2. РХГИ. 2002. 656 с.

84. Кедровский О.Л., Скороваров Д.И. Добыча и переработка урановых руд в СССР//Атомная наука и техника СССР. М.: Энергоатомиздат. 1987.

85. Кедровский О.Л., Леонов Е.А., Шиниц И.Ю. и др. Основные направления решения проблемы надежной изоляции радиоактивных отходов в СССР// Атомная энергия. 1988. т. 64. № 4. С. 287-294.

86. Кеирим-Маркус И.Б. О новых нормах радиационной безопасности (НРБ-99) // Медицинская радиология и радиационная безопасность. 2000. т. 45. № 6. С. 64-67.

87. Киселев Г. Академик Алиханов и советский атомный проект // Бюллетень по атомной энергии. М.: ЦНИИатоминформ. март 2004. С. 66-72.

88. Кириллов В.Ф., Книжников В.А., Коренков И.П. Радиационная гигиена. М.: Медицина. 1988. 385 с.

89. Киссинджер Г. Ядерное оружие и внешняя политика. М.: Иностр. лит. 1959.

90. Кларк Р. Рождение бомбы / Сокр. пер. с англ. В.Н. Дурнева. М.: Литература в области атомной науки и техники. 1962. 168 с.

91. Клюшников В.Н., Кузнецова Е.Э. Стандартизация и экологические проблемы захоронения и переработки радиоактивных отходов // Стандарты и качество. 1999. № 9. С. 29-30.

92. Список использованных источников 329

93. Ковалевич О.М., Гаврилов С.Д. Проблемы применения Федерального закона «О техническом регулировании» к деятельности по использованию атомной энергии // Вопросы атомной науки и техники. 2002.

94. Ковалевич О.М. Понятие «риск» и его производные // Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 2001. Вып. 1.

95. Ковалевич О.М. К вопросу о выборе оптимальных затрат на управление риском при чрезвычайных ситуациях // Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 2002. Вып. 2.

96. Ковалевич О.М. и др. Состояние и возможные подходы к нормированию безопасности предприятий ядерного топливного цикла // Атомная энергия. 1994. т. 76. Вып. 4. С. 44-49.

97. Ковалев В.П., Мельгунов C.B., Пузанков Ю.М., Раевский В.П. Предотвращение неуправляемого распространения радионуклидов в окружающую среду. Новосибирск: СО РАН. НИЦ ОИГГМ. 1996. 162 с.

98. Козлов Ю.В., Тихонов Н.С. и др. Современное состояние и проблема транспортирования ядерно-опасных материалов в России // Доклады III Международной конференции «Радиационная безопасность (Атомтранс-2000)» 31 октября 4 ноября 2000 г. СПб. С. 29-34.

99. Колесников И.Н., Щербина Н.Я. Особенности технологии утилизации АПЛ, списанных из состава ВМФ. СПб.: ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, 1997. 23 с.

100. Комаровский А.Н. Записки строителя. М.: Воениздат. 1973. 246 с.

101. Комлев Л.В., Сивицина Г.С., Ковальская М.П. Урановая проблема // Академик В.Г. Хлопин: Очерки, воспоминания современников. Л.: Наука. 1987. 238 с.

102. Концепция радиационной безопасности на объектах и территориях нефтегазового комплекса России // М.: Минтопэнерго России. 1999.

103. Кохран Т., Аркин У., Норрис Р., Сэнде Дж. Ядерное вооружение СССР / Пер. с англ. М.: ИздАт. 1992.

104. Красин А.К. Ядерная энергетика и пути ее развития. Минск. 1981. 5 с.

105. Красин А.К. Первая в мире АЭС и современный ход развития ядерной энерге-тики//Известия АН БССР. Серия физико-энергетических наук. 1974. № 2. С. 6-11.

106. Кревитт В., Фридрих Р. Сравнение риска от различных источников электроэнергии//Атомная техника за рубежом. 1998. № 5. С. 15-21.

107. Критерии для принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. Утв. Главным государственным санитарным врачом СССР А.И. Кондрусевым 08.05.90. М.: 1990.

108. Круглов А.К., Рудик А.П. Реакторное производство радиоактивных нуклидов. М.: Энергоатомиздат. 1985.

109. Круглов А.К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. ЦНИИа-томинформ. 1995 379 с.

110. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры / P.M. Алекса-хин и др. // Под общ. ред. Л.А. Ильина и В.А. Губанова. М.: ИздАТ. 2001. 752 с.

111. Кузнецов В.М. Анализ радиационной безопасности и состояния хранения радиоактивных веществ на объектах атомной энергетики на территории бывшего Советского Союза. М.: МЧФБ 1994. 68 с.

112. Кузнецов В.М. Анализ безопасности объектов атомной энергетики России за 1993 г. // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1995. № 1. С. 10-34.

113. Кузнецов В.М. Анализ безопасности атомных электростанций в 1994 г. // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(1). С. 10-26.

114. Кузнецов В.М. Анализ работы исследовательских установок в 1995 г. // Ин-фор. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(1). С. 27-35.

115. Кузнецов В.М. Анализ состояния ядерной и радиационной безопасности на предприятиях г. Москвы, использующих ядерные материалы: радиоактивные вещества и изделия на их основе // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(1). С. 36-49.

116. В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

117. Кузнецов В.М. Состояние радиационной безопасности РНЦ «Курчатовский институт» // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(1). С. 50-64.

118. Кузнецов В.М. Некоторые вопросы снятия с эксплуатации объектов атомной энергетики // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ 1997. № 2(2). С. 142-207.

119. Кузнецов В.М. Характеристика состояния безопасности Билибинской АЭС // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(2). С. 137-141.

120. Кузнецов В.М. АЭС малой мощности. Перспективы использования судовых реакторных установок в проектах промышленных АЭС // Информ. бюлл. «Радиация и общество». М.: МЧФБ. 1997. № 2(2). С. 275-274.

121. Кузнецов В.М. Российско-иранская ядерная сделка и будущее России // Ядерное распространение. М., 1999. вып. 31-31. С. 36-43.

122. Кузнецов В.М. Перспективы плавучих АЭС // Бюлл. по атомной энергии, январь 2000. М.: ЦНИИатоминформ. 2000. С. 23.

123. Кузнецов В.М. Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра, М.: Голос-пресс. 2000. 287 с.

124. Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России // Мат-лы конференции «Оценка влияния радиационного загрязнения на здоровье человека». Новосибирск: Артинфдата.2001. С. 19-45.

125. Кузнецов В.М. Настоящее и будущее быстрых реакторов // Проблемы глобальной безопасности. М., № 2. Ноябрь-декабрь. 2001. С. 14-17.

126. Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России. М.: Агентство «Ракурс Продакшн».2002. 263 с.

127. Кузнецов В.М. Человеческий фактор в атомной энергетике // Тр. V Всероссийской научно-практической конференции «Актуальные проблемы защиты и безопасности». Санкт-Петербург. 2002. С. 348-350.

128. Кузнецов В.М. Атомная энергетика и транспорт // Проблемы глобальной безопасности. М., № 8. 2002. С. 12-15.

129. Кузнецов В.М. Экологическая безопасность при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики» // Тр. Международной конференции «Экологическая и информационная безопасность (Экоинфо-2003). М.: ЦНИИатоминформ. 2003. С. 45-47.

130. Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России. 2-е изд., доп. и пер. М.: Агентство «Ракурс Продакшн». 2003. 460 с.

131. Кузнецов В.М. Инженерно-экологические риски при выводе из эксплуатации предприятий ядерно-топливного цикла // Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН. X Юбилейная Годичная научная конференция. М.: Диполь-Т. 2004. С. 542-544.

132. Список использованных источников 331

133. Кузнецов В.М. Исторические этапы развития и поколения отечественных реакторов // Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН. X Юбилейная Годичная научная конференция. 2004. М.: Диполь-Т. 2004. С. 544-547.

134. Кузнецов В.М. Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок // Известия академии промышленной экологии. М., №3. 2004. С. 83-91.

135. Кузнецов В.М. Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации АЭС в Российской Федерации // Мат-лы II Международной конференции «Геология, экология, геохимия». Томск. 2004 // ТПУ. 2004. Тандем-Арт. С. 300-303.

136. Кузнецов В.М. Укрепление гражданского контроля ядерного сектора Российской Федерации // Мат-лы II Международной конференции «Геология, экология, геохимия». Томск. 2004. ТПУ. 2004. Тандем-Арт. С. 304-306.

137. Кузнецов В.М. Основные положения гражданского контроля деятельности атомного военно-промышленного комплекса Российской Федерации // Тезисы докладов X Международной конференции по экологическому образованию. М., 2004. С. 91-94.

138. Кузнецов В.М. Основные направления стандартизации и сертификации в свете Федерального закона «О техническом регулировании» // Бюллетень по атомной энергии, январь 2004. М.: ЦНИИатоминформ. 2004. С. 48-51.

139. Кузнецов В.М. Репетиция Чернобыля была в Сосновом Бору // Мировая энергетика. Апрель 2004. С. 70-71.

140. Кузнецов В.М. Чернобыльский вторчермет // Мировая энергетика. Декабрь 2004. С. 104-105.

141. Кузнецов В.М. Вывод из эксплуатации основная проблема современной атомной энергетики // Мировая энергетика. Апрель 2005. С. 100-101.

142. Кузнецов В.М. Особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики за рубежом // Мировая энергетика. Май 2005. С. 97-98.

143. Кузнецов В.М. Как обстоят дела с выходом из эксплуатации выработавших свой ресурс энергоблоков АЭС и исследовательских ядерных установок, расположенных на территории Российской Федерации? // Мировая энергетика. Июль-август 2005. С. 106-105.

144. Кузнецов В.М., Кузнецова Е.Э. Законодательство и стандартизация в атомной энергетике: исторический аспект // Стандарты и качество. № 8. 2005. С. 36-38.

145. Кузнецов В.М., Москаленко В.А., Чепенко Б.А. Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России. М.: МЧС РФ. 1997. 220 с.

146. Кузнецов В.М., Яблоков A.B., Никитин A.M. Плавучие АЭС России. М.: Центр экологической политики России. 2000. 64 с.

147. Кузнецов В.М., Яблоков A.B., Никитин A.M. Плавучие АЭС России. 2-е изд., доп. и пер. М.: Российский Зеленый Крест. Центр экологической политики России. Агентство «Ракурс Продакшн». 2001. 111 с.

148. Кузнецов В., Никитин А, Ларин В. и др. Российская атомная промышленность необходимость реформ. Доклад объединения «Беллона» № 4. Осло. 2004. 209 с.

149. В.M. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

150. Кузнецова Е.Э. Атомное законодательство сегодня // Экология и право. 2004. № 3(14). С. 53-55 № 4(15). С. 55-57.

151. Куркин Б.А. Бремя «мирного» атома. 1989. М.: Молодая гвардия. 272 с.

152. Курчатов И.В., Панасюк И.С. Строительство и пуск первого в Советском Союзе уран-графитового котла с саморазвивающейся цепной реакцией (январь-декабрь 1946 г.): Отчет № 3498-Ц. 1947.

153. Курчатовский институт. История атомного проекта. М., 1995. Вып. 1-5.

154. Кучер В.А., Мануйлов Ю.В., Новоселов С.А. и др. Подводные лодки России. Атомные. Первое поколение. История создания и использования. 1952-1996 гг. Научно-исторический справочник. T. IV. ч. 1. СПб., 1996. 234 с.

155. Кучер В.А. и др. Подводные лодки России. Атомные. Первое поколение. История создания и использования. (1952-1996 гг.) / Научно-исторический справочник. СПб.: T.IV, ч.1. 1996. 234 с.

156. Никитин Е.А. Холодные глубины. Спб.: 1998. 235 с.

157. Нилсен Т., Бемер Н. Источники радиоактивного загрязнения в Мурманской и Архангельской областях//Доклад объединения «Беллуна». № 1. 1994. J. Nordahl. Осло. 156 с.

158. Нилсен Т., Кудрик И., Никитин А. Северный флот. Потенциальный риск радиоактивного загрязнения региона // Доклад объединения «Беллона». № 2. 1996. J. Nordahl. Осло. 168 с.

159. Лаверов Н.П., Канцель А.В, Лисицын А.К. и др. Основные задачи радиогеологии в связи с захоронением радиоактивных отходов. // Атомная энергия. 1991. т. 71. № 6. С. 523-534.

160. Лебедев В.А. Горно-химический комбинат: прошлое, настоящее, будущее. // В сб. докладов 2-й Международной радиоэкологической конференции. Красноярск. 1995. С. 34-36.

161. Логачев В.А., Михалихина Л.А., Шамов О.И. Оценка радиационно-гигиени-ческих последствий ядерных испытаний на полигонах мира // Медицина экстремальных ситуаций. 2000. № 2 (5). С. 5-20.

162. Маргулис У.Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. М.: Энерго-издат. 1998. 279 с.

163. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов, 3-е изд., перераб. и доп. М.: Высшая школа. 1978. 360 с.

164. Мартюшов В.В., Спирин Д.А., Романов Г.Н. И др. Динамика состояния и миграции стронция-90 в почвах Восточно-Уральского радиоактивного следа. Сообщение I. // Вопросы радиационной безопасности. ПО «Маяк». 1996. № 3. С . 28-38.

165. Материалы «круглого стола» по проблемам обеспечения качества в ядерно-энергетическом комплексе // Управление качеством. 1995. вып. 4 (9). 192 с.

166. Матишов Г.Г., Матишов Д.Г., Кондаков A.A. и др. Международная (американо-норвежско-российская) экологическая экспедиция в Печорское море, на Новую Землю, Колгуев, Вайгач, Долгий в июле 1992 г. (НИС «Дальние Зеленцы»): Препр. Апатиты, 1993. 34 с.

167. Матущенко A.M., Кауров Г.А., Красилов Г.А., Харитонов К.В. Ядерный полигон без грифа секретности (даты, события). Новая Земля. / Под ред. П.В. Боярского. M.: Т.З. 1994. С. 54-67.

168. Медведев Г. Ядерный загар. М.: Книжная палата. 1990.

169. Международное агентство по атомной энергии. МАГАТЭ (1988). Перевозка радиоактивных веществ: Пер. с англ. // Бюллетень МАГАТЭ. 1988. т. 27. № 1. С. 5-12.

170. Список использованных источников 333

171. Международное агентство по атомной энергии. МАГАТЭ (1986-2004): Пер. с англ. // Отчеты по безопасности IAFA Safety Repots Series. M., 1986. 2004.

172. Международное агентство по атомной энергии. МАГАТЭ (1986 2004): Пер. с англ.// Серия технических отчетов - Technical Repots Series. M., 2004.

173. Международное агентство по атомной энергии. МАГАТЭ (1988): Пер. с англ. / Отчет INSAG «Основные принципы безопасности атомных станций» (серия изданий по безопасности). МАГАТЭ. INSAG-3. Вена. 1988. № 75.

174. Меньшиков В.Ф., Голубов Б.Н. Последствия проведения промышленных ядерных взрывов в России и экологическая безопасность // Информ. бюллетень «Радиация и общество». М.: МЧФБ 1995. № 1. С. 101-113.

175. Михайлов В.Н. Я Ястреб. М.: Крон-Пресс. 1993.

176. Михалюк В. Не один пуд соли: Березники в судьбе России. Пермь.: Пушка. 1988. 368 с.

177. Моисеев A.A., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной защите. М.: ЭАИ. 1990. 252 с.

178. Мормуль Н.Г. Катастрофы под водой (гибель подводных лодок в эпоху холодной войны). Мурманск. 1999. 572 с.

179. Назаров А.Г. Новое о ядерной катастрофе в Чернобыле // Энергия. 1990. № 7. С. 2-9.

180. Назаров А.Г. Программа работ по радиационной экологии человека // Материалы Чернобыльской комиссии Президиума Верховного Совета СССР. М.: ВС СССР, 1990. С. 6-12.

181. Назаров А.Г. Чернобыльскоая катастрофа как глобальная катастрофа современности // Тр. Междунар. экологическ. конф. «Устойчивое экономическое развитие и экология XXI век» (София, 22-24 октября 1991 г.). София: Болгарск. экол. ассоц. АБЕКОЛ, 1991.

182. Назаров А.Г. Чернобыльская катастрофа и проблемы «Болгарского Чернобыля» // Доклад на Межд. симпозиуме «Природа-человек-медицина» 23 окт. 1991 г. София: «Экофорум за мир», 1991 (отдельн. изд. на русск. и болгарск. яз.).

183. Назаров А.Г. Об экологических последствиях Чернобыльской катастрофы // Тр. Межд. радиобиол. конф. 28 апреля 1991 г. М.: Ин-т хим. физики АН СССР, 1992.

184. Назаров А.Г. Об экологических последствиях развития отечественного атомного проекта // Сб. тезисов к международн. симпозиуму ИСАП-96 (Дубна, 15-18 марта 1996 г.). М., 1996. С. 128-129.

185. Назаров А.Г. Радиационные катастрофы: понятие, происхождение, последствия // Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН. Годичная научная конференция. 1996. М., 1996. С. 261-265.

186. Назаров А.Г. Радиационные катастрофы как объект комплексных радиационных исследований // Третий съезд по радиационным исследованиям. 14-17 окт. 1997 г. Тезисы докл. Том 3. Пущино, 1997. С. 146-147.

187. Назаров А.Г. Кризис науки или новые направления исследований? (Заметки с III Съезда по радиационным исследованиям) // Вопросы истории естествознания и техники. 4. 1997.С. 158-163.

188. Назаров А.Г. О развитии математической теории катастроф и ее приложении к изучению радиационных катастроф // Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова. Годичная научная конференция. 1997. М., 1997. С. 148-150.

189. Назаров А.Г. Ж. Кювье основоположник теории катастроф. Контуры исто-рико-научного исследования // Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН. Годичная научная конференция. 1998. М., 1999.

190. В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

191. Назаров А.Г. Радиационная безопасность и радиационные катастрофы // Наука и безопасность России: историко-научные, методологические, историко-техничес-кие аспекты. М.: Наука, 2000. С. 397 424,

192. Назаров А.Г., Тихоненков Э.П., Воронежцев Ю.А. Заключительный отчёт Комиссии ВС СССР по изучению причин аварии на Чернобыльской АЭС и оценке действий должностных лиц в послеаварийный период Верховному Совету СССР. В 2-х кн. М.: ВС СССР, 1991. 532 с.

193. Назаров А.Г., Моисеев H.H., Флоренский П.В. и др. Экспертная оценка программ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. М.: Книга, 1991. 178 с. (на русск. и англ. яз.).

194. Назаров А.Г. (соавт.), Нестеренко Е.Б., Бурлакова Е.Б. и др. Чернобыльская катастрофа: причины и последствия. В 4-х книгах. Минск: Тест, 1992-1994. (1995 от-дельн. изд.). 875 с.

195. Назаров А.Г., Львова М.С., Стародубцева С.А. Радиационные катастрофы и их последствия: эколого-психологические мотивы принятия решений (на примере Чернобыльской катастрофы // Экология и развитие личности. Ступино. 2001. С. 223-242.

196. Наука и безопасность России: историко-научные, методологические, истори-ко-технические аспекты / Отв. редактор А.Г. Назаров (Колл. авторов: Назаров А.Г., Визгин В.П., Мясников B.C. и др. М.: Наука, 2000. 599 с.

197. Никифоров A.C. Техническая политика обращения с радиоактивными отходами в СССР//Теплоэнергетика. 1990. № 8. С. 37 41.

198. Нилсен Т., Кудрик И., Никитин А. Северный флот. Потенциальный риск радиоактивного загрязнения региона//Доклады объединения «Беллона». Осло: .J.Nordahl. 1996. № 2. 168 с.

199. Носов A.A., Ашанин М.В., Иванов А.Б., Мартынова A.M. Радиоактивное загрязнение р. Енисей, обусловленное сбросами Красноярского горно-химического комбината. // Атомная энергия. 1993. т. 74. Вып. 2. С. 144-150.

200. Орлова А.И. Радиоактивность и экология. Бюлл. Центра обществ, информ. по атомной энергии. № 10. 1994. С. 54-76.

201. Осипенко Л., Жильцов Л., Мормуль Н. Атомная подводная эпопея. Подвиги, неудачи, катастрофы. М.: Боргес. 1994. 340 с.

202. Отчеты о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности 1992-2004 гг.

203. Парнов Е.И. Проблема 92 (Курчатов): Повесть об ученом. М.: Молодая гвардия, 1973.224 с.

204. Первая атомная электростанция // Правда. 1 июля 1954 г.

205. Петросьянц A.M. Дороги жизни, которые выбирали нас. М.: Энергоатомиз-дат. 1993.

206. Полвека в атомном машиностроении: сб. материалов-воспоминаний / Под общ. ред. Ф.М. Митенкова. Н. Новгород: КиТиздат. 1997. 304 с.

207. Полухин Г.А. Первые шаги: история производственного объединения «Маяк», Челябинск-40, 1993.

208. Попов A.A., Качин C.B., Кузьмин Н.М. Образ современного эколого-анали-тического приборно-методического комплекса // Научные и технические аспекты охраны окружающей среды, 1995. вып. 5. С. 1-9.

209. Список использованных источников 335

210. Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В., Круглов А.К. Снятие АЭС с эксплуатации: Обзор «Атомная техника за рубежом», 1990. № 8. С. 3-8.

211. Популярная библиотека химических элементов. М.: Наука. 1983. Т. 1. 780 с.

212. Последствия Чернобыльской катастрофы: Здоровье человека / Под ред. Е.Б. Бурлаковой. М.: Центр экологической политики России. 1996.

213. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. М.: НИКИЭТ, вып. 1-4. 1992.

214. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. М.: НИКИЭТ, вып. 1(5)—4(8). 1993.

215. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. М.: НИКИЭТ, вып. 1(9)-4(12). 1994.

216. Никипелов Б.В. Романов Г.Н., Булдаков JI.A. и др. Радиационная авария на Южном Урале в 1957 г. // Атомная энергия. 1989. т. 67. вып. 2. 74 с.

217. Никифоров А.С. Техническая политика обращения с радиоактивными отходами в СССР // Теплоэнергетика. 1990. № 8. С. 37-41.

218. Радиационно-гигиеническая оценка влияния базирующихся в г. Мурманске судов с атомными энергетическими установками на внешнюю среду и население. Отчёт о НИР // Руководители А.Я. Блехер, Б.Н. Раевский. СПб., 1995. 171 с.

219. Регулирование ядерной и радиационной безопасности. Темат. сб. / Под ред. Ю.Г. Вишневского. М.: НТЦ ЯРБ. 2003. 400 с. (серия «Безопасность России»),

220. Рихванов Л.П. Радиоэкологическая обстановка на территории бассейна реки Обь // Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека. Материалы междунар. конф. Томск: 1996. ТПУ. 1996. С. 270-275.

221. Рождение мирного атома. Сборник статей. Дубна, 1970. 15 с.

222. Рузе М. Роберт Оппенгеймер и атомная бомба / Сокр. пер. с франц. Т.Е. Гне-диной и А.Н. Соколова. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1965. 150 с.

223. Рыбальченко А.И., Пименов М.К., Костин П.П. и другие. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов. М.: ИздАТ. 1994. 256 с.

224. Савченко В.А., Сковородько С.И. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока их службы. М.: Сборник ВИНИТИ «Итоги науки и техники». Серия: Атомная энергетика. Том 4. 1985. С. 1-124.

225. Садовников В.И. и др. История атомной промышленности СССР. Второй промышленный ядерный реактор страны. Организация и развитие завода 23. М.: 2000. 157 с.

226. В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

227. Сахаров А.Д. Воспоминания//Знамя. 1990. С. 10-12.

228. Свинцов B.C. О влиянии Федерального закона «О техническом регулировании» на обеспечение ядерной и радиационной безопасности// Вестник Госатомнадзора России. 2004. № 1(29). С. 48-50.

229. Селегей В.В. Радиоактивное загрязнение г. Новосибирска прошлое и настоящее. Новосибирск. 1997. 146 с.

230. Семенов H.H. Об энергетике будущего // В кн.: Наука и общество. М.: Наука. 1973.

231. Сигорский Б.П. Математический аппарат инженера. 2-е изд. Киев: Техника, 1977. 768 с.

232. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.: Атомиз-дат. 1977.

233. Синёв Н.М. Обогащенный уран дня ядерного оружия и энергетики. М.: ЦНИ-Иатоминформ. 1991.

234. Система сертификации оборудования, изделий и технологий для ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения. М.: Атомсертифика, 19992004 (Организационно-методические документы).

235. Смит Г.Д. Атомная энергия для военных целей: Официальный отчет о разработке атомной бомбы под наблюдением правительства США / Пер. с англ. под ред. Г.Н. Иванова. М.: Трансжелдориздат. 1946. 276 с.

236. Советский энциклопедический словарь, М.: Советская энциклопедия, 1986. 1600 с.

237. Содди Ф. История атомной энергии. М.: Атомиздат. 1979.

238. Создание первой советской ядерной бомбы // Под ред. В.Н. Михайлова. М: Энергоатомиздат. 1995. 447 с.

239. Сойфер В.Н. Радиационные последствия «холодной» войны для природы и населения Приморья. РЭЦИГ. Владивосток. Отчет РЗК 1997. 158 с.

240. Справочный бюллетень «Энергетика: цифры и факты», Выпуск № 3 / «Ядерные энергоблоки мира, 2002 г. По материалам МАГАТЭ» / М.: ЦНИИатоминформ. 2003.

241. Старосельская-Никитина O.A. История радиоактивности и возникновение ядерной физики. М.: АН СССР. 1963.

242. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века/ / Бюллетень ЦОИ. 2000. № 6. 4 с.

243. Тарасенко М.В. Военные аспекты советской космонавтики. М.: Николь. 1992.

244. Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность. Москва, 14-17 окт. 1997 г. Тезисы докл. Том 1-3. Пу-щино. 1997.

245. У истоков советского атомного проекта // ВИЕТ. 1992. № 3.

246. Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности. (19922003) / Справки о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности. М.: Госатомнадзор России. 1992-2003.

247. Ферми Л. Атомы у нас дома. М.: Иностранная литература. 1959 г. 326 с.

248. Фетисов В.И. Производственное объединение «Маяк» из истории развития // Вопросы радиационной безопасности. Челябинск, 1996. № 1. С. 5-10.

249. Флёров Г.Н. Работы Академии наук СССР по реакторам с ураном-235, плуто-нием-239 и водородным замедлителем: докл. на сессии АН СССР по мирному использованию атомной энергии, 1-5 июля 1955 г. М.: АН СССР. 1955.

250. Список использованных источников 337

251. Харитон Ю.Б., Смирнов Ю.Н. Мифы и реальность советского атомного проекта. Арзамас-16: Российский федеральный ядерный центр ВНИИЭФ. 1994. 72 с.

252. Харитон Ю.Б. Начало // Человек столетия. Юлий Борисович Харитон / Под ред. В.Н. Михайлова. М.: ИздАТ. 1999. С. 43-55.

253. Храмов Ю.А. Физики: Биографические справки. М., 1983. 410 с.

254. Хэндлэр Дж. Проблемы Тихоокеанского флота: радиоактивные отходы, утилизация атомных подводных лодок, аварийность АПЛ, безопасность ядерного топлива / Пер. с англ.//Доклады Гринпис. М., 1995. 62 с.

255. Чернобыльская катастрофа. Проблемы социально-экологической безопасности. // Под общей ред. д. б. н. А.Г. Назарова. (Колл. авторов: Назаров А.Г., Флоренский П.В., Шевченко В.А. и др.). // Информ. бюлл. ВИНИТИ АН СССР и ГКНТ СССР. №5. 1990. 170 с.

256. Чижевский А.Л. Космический пульс жизни; Земля в объятиях Солнца. Гелио-тараксия. М.: Мысль. 1995. 768 с.

257. Шевченко В.А. Оценка генетического риска облучения популяций человека / / Последствия Чернобыльской катастрофы: Здоровье человека. М., 1996.

258. Шеремет В.В. Экологическая безопасность и перспективы развития атомной энергетики. / Естествознание и философия. Кафедра философии РАН. М., 1992. С. 40-43.

259. Шрамченко А.Д. Методологические основания концепции обеспечения радиационной безопасности в нефтегазовом комплексе России // Доклады III Международной конференции «Радиационная безопасность (Атомтранс-2000)» 31 октября 4 ноября 2000 г. СПб., С. 25-28.

260. Яблоков А. Атомная мифология. Заметки эколога об атомной индустрии. М.: Наука. 1997. 270 с.

261. Ядерное распространение. Вып. 46. Январь-март. 2003.

262. Ядерные испытания СССР. Том 1 / Под ред. В.Н. Михайлова. Саров: ВНИИЭФ, 1997.

263. Ядерные испытания СССР. Том 3 / Под ред. В.Н. Михайлова. Саров: ВНИИЭФ, 2000

264. Ядерный топливный цикл. / Материалы научной конференции // Атомная энергия. 2000, т. 89. вып. 4. 344 с.

265. Юнг Р. Ярче тысячи солнц: Повествование об ученых-атомщиках / Сокр. пер. с англ. В.Н. Дурнева. М.: Литература в области атомной науки и техники. 1960. 280 с.

266. Юнг Р. Лучи из пепла. История одного возрождения / Пер. с нем. Л. Черной; Ред. H.A. Захарченко. М.: Иностранная литература. 1962. 292 с.1. Нормативные документы

267. Федеральный закон РФ от 21.11.1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии».

268. Федеральный закон РФ от 09.11.1996 г. № З-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

269. Федеральный закон РФ от 21.07.1997 г. № 116-ФЗ «О промышленной безопасности опасных производственных объектов».

270. Федеральный закон РФ от 12.05.2000 г. № 68-ФЗ «Об административной ответственности организаций за нарушение законодательства в области использования атомной энергии».

271. Федеральный закон РФ от 27.12.2002 г. № 184-ФЗ «О техническом регулировании».

272. В.М. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

273. Постановление Правительства РФ от 23.10.1995 г. № 1030 «О федеральной целевой программе «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы».

274. Постановление Правительства РФ от 07.03.1997 г. № 264 «Об утверждении Правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов».

275. Постановление Правительства РФ от 14.07.1997 г. № 865 «Об утверждении Положения о лицензировании деятельности в области использования атомной энергии».

276. Постановление Правительства РФ от 11.10.1997 г. № 1298 «Об утверждении Правил организации системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов».

277. Постановление Правительства РФ от 01.12.1997 г. № 1511 «Об утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и перечня федеральных норм и правил в области использования атомной энергии».

278. Постановление Правительства РФ от 10.07.1998 г. № 746 «Об утверждении Правил организации системы государственного учета и контроля ядерных материалов».

279. Постановление Правительства РФ от 21.07.1998 г. № 815 «Об утверждении программы развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы и на период до 2010 года».

280. Международный стандарт ИСО 31/10 Атомная и ядерная физика. Величины и единицы. НП.

281. Международный стандарт ИСО 31/11 Ядерные реакции и ионизирующее излучение. Величины и единицы. НП.

282. Международный стандарт ISO 921: 1997 (E/F/R) Ядерная энергия Словарь

283. Международный стандарт ИСО 6215 Атомные станции. Обеспечивание качества. НП.

284. Международный стандарт ИСО 6527 Атомные станции. Обмен данными о надежности. Общие направления. НП.

285. Международный стандарт ИСО 7385 Атомные электростанции. Основные принципы обеспечения качества полученных данных по надежности. НП.

286. IAEA Safety Standards Series МАГАТЭ. Серия норм по безопасности.

287. Архивные и фондовые источники

288. Архив РНЦ «Курчатовский институт». Ф. 1, оп. 1/с-нд, д. 294. № 4840.

289. Архив РНЦ «Курчатовский институт». Ф. 1. № 4728.

290. Архив ФЭИ. Ф.1. Протоколы № 1 и 3 заседания экспертной комиссии по рассмотрению материалов, отобранных для музея ФЭИ. JI. 45, 47-48, 50-51, 53-54.

291. Архив ФЭИ. Ф. 4. оп. 1, д. 1. № 14. Л. 2, 3. Л. 9.

292. Список использованных источников 339

293. Архив ФЭИ. Ф. 1. on. 1 лд.

294. Маркин В.И., Чиркин B.C., Юкин В.П., Мизрахи Л.К., Платонова С.Т. Отработка опытного образца тепловыделяющего элемента для аппарата «АМ» с контактом через жидкий металл. Отчет 1950-1951 гг. Архив РНЦ «Курчатовский институт». Ф. 1, on.l/c-нд, д. 445.

295. Протоколы Оперативной группы Политбюро ЦК КПСС по вопросам ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (1986-1988). В 3-х томах. Редактор-составитель А.Г. Назаров. Составители М.С. Львова, С.А. Стародубцева. М.: Архив науки и техники ИИЕТ РАН.

296. Решения Правительственной Комиссии по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (26 апреля 1986 г. 1988 г.). В 3-х томах. Редактор-составитель А.Г. Назаров. Составители М.С. Львова, С.А. Стародубцева. М.: Архив науки и техники ИИЕТ РАН.

297. Материалы по Чернобыльской катастрофе и радиационной экологии. Редактор-составитель А.Г. Назаров. Составители М.С. Львова, С.А. Стародубцева. М.: Архив науки и техники ИИЕТ РАН.

298. Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу: Утверждено Президентом России 4 декабря 2003 года Пр-2196. М.: 2003. 17 с.

299. О повышении роли органов государственного надзора в системе обеспечения ядерной и радиационной безопасности России. Совет Безопасности: Решение от 25 февраля 1997 г. № 1 / Сов. Без. Рос. Федерации. М.: 1997. 2 с.

300. Литература на иностранных языках

301. Bradley D.I., Frank C.W., Mikerin Y. Nuclear contamination from weapons complexes in the Soviet Union and the United States// Physics Today, April, 1996. P.40-45.

302. Bukharin O. The threat of nuclear terrorism and the physical security of nuclear installations and materials in the former Soviet Union. Monterey Inst, of Intern. Studies. Aug. 1992. ISRN 0-9633859-1-7. 1992.

303. Catalog worldwide nuclear testing/V.N. Mikhailov. New-York. Begell-Atom. 1999.

304. Graeub R. The Petkau Effect. Nuclear Radiation& People and Trees. Eour Walls Eight Windows. N.J.,1992.

305. Kremlin J. Nuclear detective story. Nature, 1979, v. 282, 157 p.

306. Kuznetsov V., Nikitin A., Larin V. The Russian Nuclear Industry The Need for Reform, will be presented by the Bellona Foundation report, Oslo. 2004. 198 p.

307. Kuznetsov V., Kolton I., Yablokov A. Floating Nuclear Power Plants in Russia by Agency an Aspect angle Production Ltd. M., 2004. 127 p.

308. В. M. Кузнецов. Становление атомного комплекса Российской Федерации

309. Nazarov A. G. Chernobyl katastrophy continuous // Salvatation. M.: Progress, 1991. P. 8.

310. Nazarov A. G. Introduction to the expertise of the Chernobyl katastrophe // World Day of the Environment. Moscow: 1991. P. 3-8.

311. Nazarov A. Expert assesments of programmes and decision on the elemination of the Chernobyl accident consequences // Environmental management in the USSR. Moscow: 1991. P. 4-7.

312. Nazarov A. G. Osanov D.P., Sakulin G.S., Shadrin L.N. et al. Resonance. Conclusions of the Unified Scientific Group on the Environmental Protection. Penyagin A.N., Editor. Cheliabinsk: South-Ural Publishing House, 1991. 55 p.

313. Nazarov A. G. Main Results of Official Parliamentary Investigation: Questions Without Answers // Chernobyl Workshop, May, 1994. Ankara, Turkey. P. 7-10.

314. A.Nazarov, V. Shevschenko, E. Burlakova (editor), and oth. Radiobiological Disasters Consequences of Accidents at Nuclear Power Plants. New York: Nova Science Publishers, Inc., 1995.

315. Nazarov A.G. Ecological Problems of the Chernobyl Catastrofe // Radiobiological Disasters Consequences of Accidents at the Nuclear Power Plants. N.Y., 1995.

316. Nazarov A., Nesterenko E., Firsova D. and oth. Chernobyl Accident: Reasons and Consequences. The Expert Conclusion. Minsk: Pravo i Economica, 1997. 442 p.

317. Medvedev Zh. Two decades of dissidence. New Scientist, 1976, v. 72, 264 p.

318. Medvedev Zh . l"acls behind the Soviet nuclear disaster. New Scientist, 1977, v. 73, p. 761.

319. Nucl. Energy, 1999. V. 38. № 5. P. 315-319.

320. Nuclear Engineering International, July 2000. V. 45. P. 32-33.

321. Nucleonics Week, July 8, 1999. V. 40. P.4-5.

322. Petkau A. Radiation Effects with a Model Lipid Membrane // Canadian Yournal of Chemistry. 1971. Vol. 49.

323. Safety Assessment Principles SAPs. / Inside N.R.C., 1999. V. 21. № 14. P. 9-14.

324. Siratton W., Stillman I., Barr S., Agnew H. Are portion of tile Urals really contaminated. Science, 1979, v. 206, P. 423^425.

325. Smith J. Soviete describe accident at secret nuclear center. The Washington post, 1989, Jul. 10.

326. Trabalka J., Eyman L., Auerbach S. Analysis of the 1957-1958 soviet nuclear accident. Science, 1980, v. 209, P. 345-353.