Вестник РАН, 2020, T. 90, № 7, стр. 603-616

ОСНОВНЫЕ ПРОБЛЕМЫ, ПРЕПЯТСТВУЮЩИЕ ШИРОКОМУ РАСПРОСТРАНЕНИЮ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Несмотря на неоспоримые преимущества, которые даёт атомная энергетика (низкие уровни потребления сырья, выбросов, в том числе парниковых газов, надёжность снабжения электроэнергией), её развитие в мире сдерживают, наряду с экономическими соображениями, два основных фактора – последствия тяжёлых аварий и нерешённость вопроса обращения с высокоактивными отходами. Рассмотрим оба фактора подробнее.

Как на любом технологическом объекте, на атомной станции бывают аварии и инциденты, но их не так много (табл. 1). Тем не менее масштабные последствия наиболее крупных аварий продолжают оказывать влияние на решение о создании новых АЭС и закрытии работающих.

В мире было три тяжёлых аварии на энергетических реакторах с расплавлением активной зоны.

Первая из них случилась в 1979 г. в США на АЭС “Три-Майл-Айленд” с реактором фирмы “Westinghouse” по причине отказа конденсатного насоса, подающего воду в парогенератор. Это так называемая проектная авария, которая должна приводить к отключению турбины и включению вспомогательных питательных насосов. Однако подачи воды в контур с помощью вспомогательных питательных насосов не произошло, по-видимому, вследствие профилактического ремонта, проходившего накануне. Ремонтная маркировочная табличка скрывала от персонала цветовую индикацию о закрытом положении задвижек насосов аварийной питательной воды. В итоге вода в парогенератор не поступала, что привело к росту давления в первом контуре и открытию предохранительного клапана. Дальнейшее развитие аварии связано с рядом других причин, помешавших операторам АЭС корректно оценить ситуацию. В результате расплавилось больше половины активной зоны, продукты деления вышли из топлива, но практически все остались внутри блока. Дозы для населения оказались в пределах разрешённых уровней, но тем не менее в экстренной ситуации с учётом имевшихся на 1979 г. знаний часть населения эвакуировали, при этом многие жители уехали самостоятельно. Для Запада эта авария явилась серьёзным предупреждением: начались масштабные работы по безопасности, строительство больших исследовательских установок, развернулось международное сотрудничество, выделялись солидные денежные средства. К сожалению, в СССР полноценного расследования причин аварии так и не провели, опираясь на мнение, что отечественные операторы, имеющие высшее образование, не могут допустить подобных ошибок.

Недостаточное внимание к анализу событий на АЭС “Три-Майл-Айленд” стало одной из предпосылок катастрофы на Чернобыльской АЭС в 1986 г. Операторы выполняли запланированный эксперимент, который не предвещал серьёзных проблем, но предыстория работы реактора на пониженной мощности перед остановкой на планово-предупредительный ремонт привела его, говоря профессиональным языком, к отравлению. Чтобы вернуть реактор к нормальному функционированию, из его активной зоны вывели почти все стержни управления и защиты. В этом абсолютно недопустимом состоянии проя-вились конструктивные недоработки реактора: когда операторы решили, наконец, заглушить его, сбросив стержни аварийной защиты в активную зону, цепная реакция не прекратилась, а наоборот, произошёл разгон реактора. Последовал взрыв с обрывом всех трубопроводов, охлаждение стало невозможным, началось плавление топлива с горением графита и выходом в атмосферу продуктов деления, которыми были загрязнены территории трёх республик СССР и, в значительно меньшей степени, отдельные районы ряда европейских стран.

Вместе с тем необходимо отметить, что вопреки расхожему мнению, авария не привела к большому количеству человеческих жертв. Достоверно зарегистрировано 134 случая острой лучевой болезни, от которой погибли 28 человек. Ещё три человека погибли во время аварии по причинам, не связанным с воздействием радиации. В результате катастрофы произошли мобилизация ресурсов и резкое улучшение медицинского обслуживания на загрязнённых территориях. В первые годы  после чернобыльских событий удалось выявить дополнительно 748 случаев рака щитовидной железы у детей. Примерно 40% из них принято считать связанными с воздействием радиации. Согласно заключению специализированного Научного комитета ООН по изучению действия атомной радиации, другие радиационные последствия для населения отсутствовали. Авария 1986 г. многое изменила в нашей стране, были выполнены масштабные и разноплановые работы по повышению безопасности атомной энергетики.

Однако в других странах не изучили уроки Чернобыля, подобно тому как не сделал это СССР после аварии на АЭС “Три-Майл-Айленд”.

В марте 2011 г. в результате серии организационных и технических ошибок японская АЭС “Фукусима-1” после сильного землетрясения и цунами непредвиденно большой высоты оказалась не способной к работе в экстремальных условиях. Если бы операторы были внутренне готовы к нестандартным, нерегламентированным действиям, они могли бы спасти станцию и избежать тяжёлых последствий, несмотря на сложную природную ситуацию. Но этого не случилось. На трёх блоках АЭС произошло плавление активных зон, радиоактивность и водород вышли из реакторов под защитные оболочки, вызвав водородные взрывы, которые разрушили последний барьер  безопасности на пути попадания радиоактивности в окружающую среду. Благодаря стечению обстоятельств (ветер в нужный момент дул в сторону океана) радиоактивные облака распространились в глубь необитаемых районов, практически бесследно растворившись в огромных объёмах морской воды. Выброс радиоактивных материалов на сушу оказался меньше, чем в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Отселение можно было бы и не проводить, временно эвакуировав на порядок меньше людей. Ни одной жертвы от радиации не зафиксировано, при том что от землетрясения и цунами погибли почти 20 тыс. человек.

ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

Опыт развития ядерных технологий, изучение причин аварий и инцидентов привели к формированию современной структуры обеспечения безопасности, которая к настоящему времени реализована  во всех странах, использующих атомную энергетику.

Безопасность ядерных установок складывается из большого числа организационных и технических факторов. Первый и, наверное, наиболее важный – культура безопасности, которая подразумевает, что все решения на всех уровнях управления, когда конкурируют безопасность и экономика или иные обстоятельства, принимаются в пользу безопасности. Второй фактор – регулирование безопасности, то есть система нормативных документов и наличие независимого от собственника АЭС регулирующего и надзорного органа, который принимает решение о возможности эксплуатации установки и формулирует требования к её безопасности. Нормативные документы, регламентирующие обеспечение безопасности, имеют несколько уровней. Высший уровень – ратифицированная Российской Федерацией 4 ноября 2005 г. Объединённая конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами [2]. Уровнем ниже находятся основные федеральные законы, требования которых раскрыты в постановлениях Правительства РФ и конкретизированы в федеральных нормах и правилах (рис. 2). В нашей стране основным регулирующим органом в области ядерной и радиационной безопасности на АЭС является Ростехнадзор, напрямую подчинённый Правительству РФ. Он имеет решающее слово при выдаче лицензии на эксплуатацию установки или аттестации программного обеспечения, применяемого для обоснования безопасности объекта использования ядерной энергии. Отдельные регулирующие функции осуществляют также санитарно-эпидемиологические и природоохранные органы, организации, ответственные за стандартизацию и качество.

Рис. 2.

Система нормативных документов, регулирующих безопасность атомной энергетики

К другим факторам относятся организационные и технические мероприятия, которые обеспечивают своевременное выявление и устранение предпосылок к аварии, а также резко смягчают тяжесть последствий внешних и внутренних воздействий на энергоблоки. Эту систему мер называют глубокоэшелонированной защитой.

Сейчас разрабатываются реакторные технологии, безопасность которых основана на принципиально новых подходах, исключающих тяжёлые аварии за счёт физических законов.

Наконец, ещё одним фактором, обеспечивающим безопасность, служат взаимосвязанный мониторинг радиационной обстановки и система аварийного реагирования, направленные на своевременное выявление и минимизацию последствий аварии в случае, если она всё же произойдёт. Радиационный контроль и аварийное реагирование сегодня – это высокоорганизованная межведомственная система, которая включает ведомственный, территориальный радиационный мониторинг и связь. В России действуют специализированные центры научно-технической поддержки, обеспечивающие оперативную связь руководства отрасли с ведущими экспертами в области ядерных технологий, радиационной и экологической безопасности, а также доступ к программно-аппаратным средствами для оперативной оценки и прогноза чрезвычайных ситуаций.

Один из центров научно-технической поддержки (ЦНТП) работает в ИБРАЭ РАН в режиме 24/7 (рис. 3). Зона ответственности Технического кризисного центра (ТКЦ) – защита населения и окружающей среды. ТКЦ ИРБРАЭ РАН осуществляет поддержку кризисных центров Минобороны России, МЧС России, Госкорпорации “Росатом”, Ростехнадзора, АО “Концерн Росэнергоатом”.

Рис. 3.

Технический кризисный центр ИБРАЭ РАН

Важно отметить также территориальный уровень аварийного реагирования. В 2008–2015 гг. за счёт федеральных и ведомственных программ удалось создать территориальные системы радиационного мониторинга и аварийного реагирования в 29 регионах страны.

СОВРЕМЕННЫЕ ЦИФРОВЫЕ ИНСТРУМЕНТЫ ДЛЯ ОЦЕНКИ ЭВОЛЮЦИИ И ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

События на АЭС “Фукусима-1” стали первой крупной аварией с радиологическими последствиями, в ходе которой применялись современные компьютерные средства прогнозирования и оценки выброса радиоактивных веществ в окружающую среду. В работе с реальными инцидентами важно опираться на изученные и верифицированные программные средства. В России таким средством стал код СОКРАТ [3, 4], разработанный в ИБРАЭ РАН в широкой кооперации с другими организациями и совершенствуемый на протяжении более 20 лет. Сегодня это один из лучших в мире инструментов анализа тяжёлых аварий. С его помощью изучают явления, происходящие внутри реакторной установки, начиная от процессов в топливной таблетке до прогнозирования характеристик выброса радионуклидов за пределы защитной оболочки АЭС.

11 марта 2011 г., когда случилась авария на первом блоке АЭС “Фукусима-1”, Центр научно-технической поддержки ИБРАЭ РАН включился в работу в соответствии с регламентом и в первые часы после событий провёл анализ и расчёты по каждому из трёх блоков станции, предположив отсутствие дополнительных противоаварийных мер, что впоследствии и подтвердилось. Оказалось, что предсказания были в хорошем согласии с временами взрывов водорода на каждом блоке (рис. 4, табл. 2).

Рис. 4.

Схема третьего блока АЭС “Фукусима-1” и результаты оперативных расчётов аварии на блоке по коду СОКРАТ (март 2011 г.)

Другой важный вопрос, при решении которого были применены современные методы компьютерного прогнозирования, – масштабы радиоактивных выпадений, в том числе на территории России, в Приморье. Специалисты ИБРАЭ РАН выполнили расчёты в предельно консервативных предположениях: все блоки взрываются одновременно; ветер дует точно на Владивосток; когда облако доходит до города, проливается сильный дождь и вся радиоактивность осаждается там. Удалось показать, что даже в таких немыслимых условиях дозы для детей минимальны и не влияют на здоровье. Никаких контрмер принимать не нужно, необходима открытая подробная информационная работа с населением (рис. 5) [5].

Рис. 5.

Расчёт наихудших из возможных последствий аварии на АЭС “Фукусима-1” для территории Российской Федерации с использованием программного средства “Нострадамус”

ЦИФРОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

Авария на АЭС “Фукусима-1” показала, что вопрос о водородной безопасности на атомных станциях не потерял своей актуальности и в мире продолжаются как теоретические, так и экспериментальные исследования в этой области [6]. Для расчётов водородной безопасности интегральных величин, характеризующих производство водорода, недостаточно. Требуется также информация о месте образования водорода, о том, как он распространяется, где собирается, поскольку от локальной концентрации зависит, взорвётся он или нет. Взрыв заметных количеств водорода может разрушить защитную оболочку энергоблока АЭС и привести к выбросу радиоактивности в атмосферу. Методы бездиссипативного описания турбулентных течений, применяемые при анализе водородной безопасности, разрабатываются в ИБРАЭ РАН свыше 20 лет. Методика КАБАРЕ описывает самые крупные вихри, а более мелкие учитывает на подсеточном уровне. В результате модель не содержит “подгоночных” параметров. При сгущении сетки расчётные зависимости параметров сходятся к экспериментальным, если, конечно, учтены все существенные физические процессы. На рисунке 6 представлены расчёты экспериментов по струе гелия в спутном потоке воздуха. Видно, что на грубых сетках отличия от эксперимента заметные, а при сгущении сетки результаты хорошо совпадают с экспериментом.

Рис. 6.

Сравнение данных моделирования струи гелия в спутном потоке воздуха с экспериментальными данными [7]

Ещё одна важная разработка, в которой современные цифровые технологии используются для обеспечения безопасности атомной энергетики, – программно-технический комплекс “Виртуально-цифровая АЭС”. В нём объединены опыт ИБРАЭ РАН по разработке расчётных кодов, моделирующих процессы, протекающие на атомных станциях в различных режимах её работы, с опытом АО “ВНИИАЭС” по созданию тренажёров и систем управления действующими блоками АЭС. Программно-технический комплекс – это фактически цифровой двойник атомной станции, который не просто отображает геометрию здания и оборудования, но и описывает протекающие на блоке процессы при пусконаладочных работах, нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях, включая тяжёлые. Технология имеет спрос: концерн “Росэнергоатом” выразил желание использовать эту разработку в своём кризисном центре и распространить цифровую модель на действующие блоки АЭС, а также применять её для проверки новых проектов. Интерес проявил и Ростехнадзор: регулятор предложил аттестовать все коды, входящие в описываемый комплекс, и использовать их в ходе лицензирования объектов.

Цифровые инструменты широко практикуются при обосновании новых подходов к ядерной энергетике в рамках проектного направления “Прорыв”, которое предусматривает создание специализированных ядерно-энергетических комплексов, расположенных на одной площадке. К ним относятся АЭС, заводы по фабрикации топлива и его переработке после облучения для расширения топливной базы ядерной энергетики. С точки зрения безопасности основная задача – исключение аварий, требующих эвакуации или отселения жителей.

В рамках данного направления ИБРАЭ РАН с участием отраслевых, учебных и академических институтов, в частности Института теплофизики СО РАН и Института прикладной математики РАН, развивает коды нового поколения, необходимые для разработки, оптимизации конструкции и обоснования безопасности проектов АЭС на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (рис. 7).

Рис. 7.

Система кодов нового поколения для обоснования безопасности АЭС с жидкометаллическим теплоносителем

Приведём несколько примеров кодов нового поколения. Универсальный системный теплогидравлический код HYDRA-IBRAE/LM [8] моделирует нестационарные процессы в натриевых, свинцовых, свинцово-висмутовых, водяных и воздушных контурах ядерно-энергетических установок и экспериментальных стендов. Помимо возможностей и моделей, реализованных и в других системных теплогидравлических кодах, в код HYDRA-IBRAE/LM включён ряд оригинальных моделей, позволяющих описывать процессы, которые ранее не моделировались. В частности, речь идёт о модели, которая позволяет описывать процессы распространения пароводяной смеси в тяжёлом жидкометаллическом теплоносителе с учётом их распределения по размерам. Это позволило провести обосновывающие расчёты режима с разрывом трубки парогенератора реакторной установки со свинцовым теплоносителем и показать пути распространения пузырей различных размеров в контуре.

Разработка и включение в код HYDRA-IBRAE/LM новых моделей потребовали выполнения специальных уникально инструментированных экспериментов для валидации расчётного кода. Сравнение результатов расчёта по коду HYDRA-IBRAE/LM с экспериментом, выполненным в Институте теплофизики СО РАН, в ходе которого производился впрыск пароводяной смеси в тяжёлый жидкометаллический теплоноситель, показано на рисунке 8. Наблюдается хорошее согласие экспериментальных и расчётных данных.

Рис. 8.

Сравнение результатов расчёта по коду HYDRA-IBRAE/LM с экспериментом для расхода пара 0.2 г/c, жидкости – 0.3 г/c

Топливный код БЕРКУТ [9, 10] предназначен для расчётного моделирования напряжённо-деформированного состояния и температурного распределения в стержневых твэлах, наработки, радиоактивных взаимопревращений и миграции продуктов деления в топливе, внутризёренного и межзёренного переноса радиоактивных продуктов деления, термохимических превращений в топливе, включая распределение продуктов деления по молекулярным и фазовым состояниям. Если модели температурного распределения и расчёта напряжённо-деформированного состояния кода БЕРКУТ имеют достаточное количество отечественных и зарубежных аналогов, то модели поведения топлива по детальной проработке превосходят коды-аналоги. Особенно следует отметить модель эволюции дефектов кристаллической решётки, описывающую поведение точечных и протяжённых дефектов в топливе, термодинамическую модель облучённого топлива, в которой учитываются более сотни химических соединений продуктов деления при облучении и описывается их распределение по молекулярным и фазовым состояниям с учётом радиоактивных взаимопревращений. Предсказательные возможности расчётного кода БЕРКУТ позволяют оценить напряжённо-деформированное состояние твэлов, прогнозировать работоспособность и возможные причины его нарушения, изотопный состав, активность выгоревшего топлива и продуктов деления под оболочкой. На рисунке 9 приведены результаты моделирования по коду БЕРКУТ выхода газообразных продуктов деления для различных размеров топливного зерна твэла со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом. Видна существенная зависимость объёма вышедших газообразных продуктов деления от рассматриваемого параметра. Полученные результаты могут использоваться при оптимизации характеристик топлива.

Рис. 9.

Объём вышедших газообразных продуктов деления (ГПД) под оболочку твэла в зависимости от размера топливного зерна (мкм) при выгорании топлива 5% тяжёлых атомов

Для валидации расчётного кода применяются как специально поставленные прецизионные ампульные эксперименты, в которых образцы топлива выдерживаются при облучении в заданных условиях, так и результаты послереакторных исследований твэлов из тепловыделяющих сборок, облучаемых в рамках успешно реализуемой программы испытаний нового смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в реакторных установках БН-600 и БОР-60.

Оба указанных кода нового поколения вместе с нейтронно-физическим модулем легли в основу интегрального кода EUCLID/V1 [11, 12], который описывает нейтронно-физические, теплогидравлические, термомеханические процессы, протекающие в реакторных установках на быстрых нейтронах, включая их взаимное влияние.

Ещё один пример – расчётный код прямого численного моделирования теплогидродинамических процессов CONV-3D [13]. Использование детальных расчётных сеток наряду с высокоэффективными численными методами даёт возможность отказаться от моделей турбулентности и ряда настроечных параметров, что позволяет рассматривать CONV-3D как частичную замену экспериментальным исследованиям.

На рисунке 10 показано сравнение результатов расчётов по коду CONV-3D напряжения трения на стенке имитатора твэла на удалении от дистанционирующей решётки с экспериментальными данными, полученными в Институте теплофизики СО РАН для семистержневого пучка с дистанционирующей решёткой на водяном теплоносителе.

Рис. 10.

Результаты расчётов по коду CONV-3D семистержневого пучка (a) с дистанционирующей решёткой; б – расчётное (сплошная линия) и экспериментальное (маркер) напряжение трения на стенке для числа Рейнольдса 5000

Отметим, что все упомянутые коды аттестованы Ростехнадзором.

ЦИФРОВЫЕ ИНСТРУМЕНТЫ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЗАВЕРШАЮЩЕЙ СТАДИИ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Как было отмечено, одна из двух основных задач, обеспечивающих дальнейшее развитие атомной энергетики, связана с утилизацией радиоактивных отходов. Если взглянуть шире, то обеспечение безопасности ресурсов, более не используемых атомной энергетикой, или проблема завершающих стадий жизненного цикла, означает решение задач безопасного обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами, а также вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики [14].

Сегодня из всех рассматриваемых научным сообществом вариантов обращения с РАО мировое признание получило их захоронение: для высокоактивных отходов – в глубинных стабильных геологических формациях, способных удерживать опасные компоненты сотни тысяч лет; для отходов с меньшим периодом потенциальной опасности – приповерхностное захоронение, которое тем не менее обеспечивает изоляцию отходов от биосферы на несколько сотен лет.

В России проводят работы по созданию нескольких пунктов приповерхностного захоронения и планируют сооружение подземной исследовательской лаборатории на площадке, выбранной для перспективного размещения пункта глубинного захоронения высокоактивных отходов. Обоснование безопасности таких объектов, особенно на временнó м горизонте более сотни лет, невозможно без скрупулёзного изучения среды и региона, в котором располагается объект захоронения, и применения современных методов моделирования физических процессов, протекающих в теле пункта окончательной изоляции. Развиваются модели эволюции тепломеханических, геомеханических, геологических, гидрогеологических процессов, а также выхода радиоактивных веществ в биосферу, воздействия на человека и биоту.

Отметим код нового поколения GeRa, выполняющий трёхмерное гидрогеологическое моделирование распространения радионуклидов в районе расположения объектов использования атомной энергии [15]. Код аттестован Ростехнадзором и прошёл совместный бенчмаркинг с зарубежными аналогами. GeRa уже активно применяется в промышленности для обоснования безопасности объектов обращения с радиоактивными отходами, в частности, полигонов захоронения жидких РАО.

В контексте завершающих стадий жизненного цикла необходимо рассматривать и проблему ядерного наследия – объектов, созданных 60–70  лет назад, на заре атомной эры, и требующих огромных усилий по их поддержанию в безопасном состоянии и выводу из эксплуатации, поскольку чертежи и описание особенностей их эксплуатации, в силу объективных причин не всегда выполнявшиеся по проектам, зачастую недоступны [16].

Для решения этих задач разработаны новые инструменты, базирующиеся на современных методах обследования и цифровых технологиях. На основе данных, полученных в ходе радиационных обследований, лазерного сканирования, анализа проектной и архивной документации, создаётся актуальная цифровая модель объекта, учитывающая как его текущее состояние и параметры радиоактивного загрязнения, так и отступления от проектных характеристик (рис. 11).

Рис. 11.

Восстановление архивных данных и результатов лазерного сканирования в цифровые информационные модели объектов

Объединение трёхмерной модели объекта с современными расчётными средствами (кодами, в том числе гидрогеологическими) служит эффективным инструментом обоснования мер, обеспечивающих безопасность объектов атомного наследия, включая рассмотрение вариантов их конечных состояний с выбором оптимального (рис. 12). Данную технологию впервые применили в 2019 г. в подмосковном ФГУП “РАДОН” при разработке стратегии долгосрочного развития объектов обращения с отходами, обосновании их долговременной безопасности и отнесении к классификации особых или удаляемых РАО [17], а также на АО “Ангарский электролизный химический комбинат” (Иркутская область) при многофакторном анализе вариантов конечного состояния площадки и его обосновании (рис. 13).

Рис. 12.

Возможности применения расчётно-программных средств при решении задач заключительных стадий жизненного цикла объектов атомной энергетики

Рис. 13.

Разработка расчётной модели распространения радионуклидов в геологической среде площадки АО “Ангарский электролизный химический комбинат”

Особое внимание уделяется таким уникальным по характеристикам объектам, как крупнейшее в мире поверхностное хранилище жидких радиоактивных отходов – Теченский каскад водоёмов Производственного объединения “Маяк” [18] (рис. 14) и подземная исследовательская лаборатория в Красноярском крае [19] (рис. 15).

Рис. 14.

Расчётно-прогностический комплекс “ТКВ-Прогноз” для решения экологических проблем на Теченском каскаде водоёмов Производственного объединения “Маяк”

Рис. 15.

Схема подземной исследовательской лаборатории в Красноярском крае

* * *

Перспективы развития атомной энергетики во многом зависят от уверенности общества в возможности безопасного использования ресурса ядерного топлива. Несмотря на значимые экономические, технологические и экологические преимущества атомной генерации, масштабные последствия ряда крупных аварий продолжают оказывать влияние на принятие решений о развитии отрасли.

Созданная сегодня в России и в мире система обеспечения безопасности хорошо продумана и уже показала свою эффективность. Тем не менее методы поддержания и укрепления безопасности должны совершенствоваться. Один из векторов движения в этом направлении – использование современных средств цифрового моделирования, которые находят применение во множестве приложений, включая моделирование состояния и процессов, происходящих в реакторной установке, и всего комплекса систем АЭС, распространение загрязняющих веществ при аварийных ситуациях, выбор и обоснование решений по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии и захоронение радиоактивных отходов.