акторі і після його розгерметизації;
в більшій мірі обмежена можливість підвищення параметрів пари;
не є можливою організація ядерного перегріву пари.
Аналіз аварії на ЧАЕС відбилася у більш пильному розгляді не тільки реакторів типу РБМК, а й реакторів інших типів. У результаті запропонований і реалізований ряд заходів з підвищення безпеки установок з реакторами типу ВВЕР. Основні напрямки підвищення їх безпеки зводяться до наступного:
підвищення ефективності аварійного захисту;
більш широке використання пасивних систем відведення тепла;
вдосконалення систем локалізації аварії;
підвищення надійності технологічного обладнання.
Аварія на ЧАЕС зажадала аналізу не тільки обставин аварії, а й шляхів розвитку атомної енергетики в цілому. У результаті всебічного аналізу стану атомної енергетики і можливостей промислової бази, що забезпечує її розвиток, було прийнято рішення про подальший розвиток атомної енергетики на базі реакторів типу ВВЕР.
Ядерні реактори типу ВВЕР, що знайшли широке поширення у вітчизняній атомній енергетиці і є перспективними для подальшого розвитку, працюють на теплових нейтронах і використовують в основному ізотоп урану U 235, частка якого в природному урані дуже невелика (близько 0 , 7%). Тому перспективи розвитку ядерної енергетики на більш відокремлене майбутнє пов'язують з широким впровадженням в атомну енергетику ядерних реакторів на швидких нейтронах, в яких буде помітно більше використовуватися ізотоп урану U 238. Частка його в природному урані величезна - близько 99%.
У СРСР в 1973 році пущений перший в світі великий енергетичний реактор на швидких нейтронах БH - 350 (Шевченківська атомна станція, що забезпечує опріснення води і вироблення електроенергії в 150 МВт). У 1980 році на Білоярській АЕС споруджений ЯР на швидких нейтронах БH - 600, що забезпечує паром три турбогенератори по 200 МВт електричної потужності кожний. Обидва ЯР на натриевом теплоносії. У світі накопичено деякий досвід створення та експлуатації реакторів подібного типу (Росія, Великобританія, Франція, США). Однак не всі проблеми, пов'язані з використанням реакторів на швидких нейтронах, знайшли повне наукове і технічне дозвіл (висока енергонапряженності активної зони, забезпечення глибокого вигоряння палива, складність технології використання натрієвого теплоносія та ін.). Роботи з освоєння ЯР на швидких нейтронах тривають, у більш віддаленій перспективі можна очікувати більшого їх розповсюдження.
У зарубіжній практиці відомі установки з високотемпературними газоохолоджувальні реакторами (Великобританія, США, Франція, Чехословаччина) з різними теплоносіями (вуглекислий газ, гелій). Завдяки збільшенню температурного режиму установки вдається істотно збільшити її ККД - до 40% і більше. Перевагою такої установки є мала наведена активність теплоносія, практично повністю виключена активність пара другого контуру, майже повністю відсутні рідкі радіоактивні відходи. Однак вартість таких установок вельми висока, тому в даний час вони великого розповсюдження не отримали.
Основні тенденції в розвитку атомної енергетики зводяться до наступного:
а) збільшення одиничної потужності блоків АЕС. Потужність одного блоку зросла з 5 МВт електричної потужності першої АЕС до 1000 МВт на більшості серійних вітчизняних блоків. Hа Ігналінської АЕС потужність блоку склала 1500 МВт. Обговорюється можливість і доцільність подальшого збільшення одиничної потужності блоку. Разом з потужністю блоку зростає також потужність обладнання, що входить до складу блоку (парогенератор, турбоагрегат, насосне обладнання та ін.);
б) збільшення потужності АЕС за рахунок збільшення кількості блоків. З введенням в дію блоку № 6 Запорізької АЕС вона стала найпотужнішою АЕС на Україні - 6000 МВт електричної потужності;
в) підвищення параметрів теплоносія і робочого тіла в робочому контурі;
г) посилення вимог до маневреності енергоустановки, з тим щоб АЕС могла оперативно змінити потужність в діапазоні від 100 до 50%.
До першочергових завдань збереження і розвитку атомної енергетики України можна віднести:
організацію і створення наукового забезпечення безпечної експлуатації та надійності діючих енергоблоків;
розробку технологій безпечного та економічно вигідного продовження ресурсу ядерних енергоблоків з подальшим зняттям їх з експлуатації. Позитивним прикладом в Україні є офіційне продовження реєструючим органом (Держатомінспекція) у грудні 2010 року терміну служби блоків №1 і №2 Рівненської АЕС ще на 20 років (після 30-ти років роботи);
