Представлены данные по опыту функционирования площадки АЭС «Аккую» в условиях разрушительных землетрясений в Турции 6 февраля 2023 года. В соответствии с реакцией персонала площадки АЭС «Аккую» на землетрясения рассмотрены подходы к организации действий персонала при сейсмических воздействиях в соответствии с действовавшими на тот момент локальными нормативными документами. Приведен обзор международного опыта по нормативному регулированию в части реагирования персонала АЭС на землетрясения и сравнение с российскими подходами. Выявлены нормативные и организационные пробелы в части реагирования персонала как в локальных нормативных документах АО «Аккую Нуклеар», так
и в действующих на АЭС российских нормативных документах. При анализе практики стран с развитой ядерной отраслью подтверждена необходимость наличия четких и гибких процедур реагирования даже при сейсмических воздействиях, не достигших проектного уровня. В целях устранения выявленных организационных проблем разработаны и внедрены мероприятия по доработке локального регламента «Действия по выполнению предупредительных мер при угрозе возникновения чрезвычайных ситуаций на площадке АЭС «Аккую» путем включения в него мер по реагированию и действиям персонала. Предложены меры по совершенствованию сейсмического мониторинга на площадке, впервые закрепившие механизм срочного оповещения о зарегистрированных сейсмических колебаниях при ускорении грунта ≥0,01g на площадке АЭС «Аккую» или в городе массового проживания персонала в течение одного часа после события. Предложены инженерно-организационные меры по повышению уровня защищенности персонала
и оборудования. Отмечено, что российские федеральные нормы НП-064-17, ориентированные на учет параметров воздействия при проектировании и эксплуатации, не охватывают аспекты реагирования на сейсмические события малой и средней интенсивности. Обоснована необходимость доработки нормативной базы путем дополнения норм НП-064-17 в части формализации уровней реагирования и оповещения персонала при таких сейсмических событиях, что позволит стандартизировать действия персонала и предотвратить неоправданные риски.

Статья содержит информацию о радиационной обстановке и дозах облучения населения, а также профессиональном облучении в 2022 г. на территориях, обслуживаемых ФМБА России. Анализируется радиационная обстановка и дозы облучения населения за счет естественного и техногенно измененного радиационного фона. Приводятся данные по облучению персонала групп А и Б предприятий, включая АЭС. Ни в одном из контролируемых регионов не наблюдалось превышения предельно допустимых уровней радиоактивного загрязнения воздуха и воды открытых водоемов в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. Приведено распределение численности персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения или подвергающегося воздействию ионизирующих излучений по дозовым интервалам учета индивидуальных доз облучения, а также значения коллективной дозы. Основное количество персонала 58965 человек (67.5%) получило дозы облучения до 1 мЗв. Анализируется внешнее и внутреннее облучение персонала отечественных АЭС, для чего приводятся данные по средним значениям, медианам, модам, стандартным отклонениям, квантилям, коэффициентам вариации эффективных доз и коллективным дозам. По сравнению с 2017 г.
у большинства АЭС коллективная доза незначительно уменьшилась. Средняя доза по сравнению с 2017 г. для большинства АЭС значимо не изменилась. Представлена информация о структуре, количестве рентгенорадиологических процедур по видам и группам органов, коллективной и средней дозе облучения пациентов для различных процедур в 2022 г. на территориях, обслуживаемых ФМБА России. В количественном соотношении преобладают флюорограммы органов грудной клетки. Приведена структура медицинского облучения пациентов в 2022 году. Наибольший вклад в коллективную дозу дает компьютерная томография – 75.01% при вкладе по количеству процедур в 6.25%. Проводится сравнение данных по радиационной обстановке и дозовым нагрузкам в РФ, полученным в 2022 г., с аналогичными данными для других лет.

В данной работе рассматривается проблема положительного пустотного эффекта реактивности для реакторов, работающих в быстром спектре нейтронов, в частности для реактора ВВЭР-СКД. Актуальность исследования обусловлена необходимостью обеспечения безопасности данных реакторов в условиях запроектных аварий. Исследование фокусируется на применении реактора МТИР-СКД как экспериментальной платформы для анализа пустотного эффекта реактивности. Показано, что изменение состава топлива
и отражателей позволяет получать пустотный эффект реактивности различного знака. На первом этапе работы
с реактором предполагается реализация отрицательного пустотного эффекта реактивности для гарантии безопасности, в дальнейшем возможно его изменение на положительный. В первой части работы проведены расчеты балансов нейтронов, выявляющие механизмы формирования пустотного эффекта реактивности. Результаты показывают, что стальной отражатель и изотоп плутония-240 существенно влияют на положительный пустотный эффект реактивности. Также обсуждаются варианты достижения отрицательного
и нулевого пустотного эффекта реактивности, а также достижения положительного эффекта с использованием высокофонового плутония, что исключает риск неуправляемого разгона реактора. Полученные результаты могут послужить основой для обоснования безопасной эксплуатации реактора ВВЭР-СКД с положительным пустотным эффектом реактивности. Данная работа имеет как научное, так и практическое значение для разработки и проектирования безопасных ядерных реакторов нового поколения, обеспечивающих надежное управление реактивностью в различных эксплуатационных условиях.

Одним из методов повышения надежности эксплуатации объектов атомной энергетики является повышение эффективности работы системы контурного охлаждения реакторно-энергетического оборудования (РЭО) атомных электростанций (АЭС). Важнейшим элементом системы контурного охлаждения является башенная испарительная градирня (БИГ). Эффективность ее работы очень сильно зависит от климатической обстановки при эксплуатации в южных, тропических условиях Российской Федерации и за рубежом, особенно в условиях мирового глобального потепления и развития атмосферного парникового эффекта. Для компенсации климатического фактора эксплуатации стандартной конвекционной градирной установки, возможно  дополнительно вводить охлаждающие мощности в виде малогабаритных, высокоэффективных вентиляторных градирен (ВИГ) с принудительным охлаждением. Исходя из существующих проектных решений для обеспечения стабильной работы охладительной системы РЭО необходимо установить 10-15 ВИГ около одной БИГ, в связи с чем появляется потребность в разработке отдельных фундаментов и проведение особых земляных работ для каждой ВИГ. В дополнении к вышесказанному, ВИГ – система, с потенциалом в модернизации оборудования (оросителей, двигателей, рабочих колес, водоуловителей), что может привести к увеличению постоянных или динамических, в основном,  вибрирующих нагрузок от работы вентиляторов, уменьшая несущую способность фундамента. Во избежание снижения несущей способности, а также его перегрузки, необходимо провести мероприятия по его усилению в соответствие с нормативно-техническими требованиями. В рамках данной работы был проведен анализ нагрузок действующих на фундамент ВИГ, разработана его расчетная схема. На основании литературного обзора предложено два альтернативных варианта усиления фундамента ВИГ для обеспечения перспективного апгрейта оборудования с увеличенным весом. На основании анализа разработанной расчетно-аналитической модели определено, что нагрузки с центра фундамента, благодаря предложенным вариантам усиления фундамента ВИГ, перераспределились по краям, уменьшив максимальное нагружение в 5 раз. Показано, что второй вариант усиления арматурной сеткой выигрывает экономически, по сравнению с первым вариантом (усиление сортовыми, прокатными элементами), удешевляя проведение работ по разработке фундамента в 1,2 раза.

Представлена расчетная оценка нейтронно-физических характеристик активной зоны водо-водяного реактора с изменяющимся спектром нейтронов. Использован нейтронно-физический модуль ПС DESNA-7, предназначенный для трехмерного моделирования активной зоны в двухгрупповом покассетном приближении. Расчет нейтронно-физических сечений проводился в ПС САПФИР-95.1. Разработаны модели тепловыделяющих сборок (ТВС) с направляющими каналами под размещение поглощающих элементов или подвижных вытеснителей, формирующих две активные зоны с одинаковой тепловой мощностью и различными способами регулирования реактивности: борным и спектральным (с частичным борным). Для частичной компенсации избыточной реактивности применялись тепловыделяющие элементы с гадолинием (ТВЭГ) в виде Gd₂О₃ с концентрацией 5 % весовых. В качестве материала вытеснителей применен оксид урана UO₂ (уран с природным содержанием U⁵). Рассмотренные два способа извлечения вытеснителей: линейное перемещение в процессе кампании и полное извлечение вытеснителей (неподвижных с начала кампании) на 326 сутки не приводят к существенному изменению критической концентрации борной кислоты. Показано, что применение спектрального регулирования позволяет снизить концентрацию борной кислоты в теплоносителе на 35 процентов. Показано, что коэффициенты реактивности по температуре топлива, теплоносителя, плотности теплоносителя увеличиваются по модулю в процессе кампании, сохраняя свой знак. Величина коэффициента реактивности по концентрации борной кислоты в первом контуре реактора, зависящая от водо-уранового отношения уменьшается по модулю. Максимальное значение коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны со спектральным регулированием составило 1,6. Рассмотрена возможность использования в качестве органов аварийной защиты поглощающих стержней, размещенных в направляющих каналах ТВС.

Традиционно при проведении нейтронно-физических расчетов в случае, когда замедлитель представляет собой систему пар + вода, эффект парообразования, например, в кипящих реакторах типа BWR учитывается гомогенно уменьшением плотности воды в соответствии с долей пара. В работе сделана попытка исследовать влияние гетерогенной структуры вода + пузырьки пара на нейтронно-физические характеристики ТВС реактора BWR. Для создания модели использовались данные бенчмарка OECD/NEA Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIB. Исследования проводились с использованием программного комплекса SERPENT-2, позволяющего случайным образом разбрасывать сферы различного радиуса, заполненные различным материалом в различных областях активной зоны реактора. Расчеты проводились с использованием библиотеки JEFF-3.1.1. Исследовалась зависимость наблюдаемого эффекта от радиусов пузырьков пара и от доли пара в теплоносителе. Обнаружено, что различия для гомогенной и гетерогенной моделей ТВС могут составлять до 0.3% в величине Кinf, что значительно больше точности, с которой проводились расчеты (~0.01%). Показано, что α уменьшается с ростом размера пузырьков пара при сравнении с гомогенной моделью. Таким образом, обосновывается изменение спектра нейтронов, которое влияет на изменение коэффициента размножения. При расчетном исследовании пустотного эффекта выявлено, что расхождения достигают 8% при рассмотрении моделей с различным паросодержанием и идентичных размерах пузырьков пара. Данная величина важна для корректной интерпретации мощностного эффекта реактивности в задачах оптимизации топливоиспользования. В частности, актуально для обоснования внедрения новых видов топлива.

В рамках проведения работ по подготовке к выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии первым наиболее длительным и экономически затратным пунктом в составе выполняемых мероприятий является удаление накопленных эксплуатационных радиоактивных отходов (отработавшего ядерного топлива, радиоактивных веществ, ядерных материалов) с производственных площадок выводимых из эксплуатации объектов. Данное мероприятие сопряжено с решением вопросов по определению безопасной технологии и разработке проектов производства работ по извлечению эксплуатационных отходов из хранилищ, помещений, технологического оборудования объектов использования атомной энергии. Одной из частных задач по подготовке хранилищ ФГУП «РАДОН» к выводу из эксплуатации является удаление накопленных радиоактивных отходов из хранилищ, которые при консервации были залиты расплавленным битумом. Сложность задачи состоит в том, что в настоящее время отсутствует разработанная и апробированная технология по отделению битумной составляющей непосредственно от отходов, с дальнейшим удалением отходов из хранилища. Приводятся возможные способы обращения с битумированными радиоактивными отходами, размещенными в хранилище, находящемся в пункте хранения радиоактивных отходов Нижегородского отделения ФГУП «РАДОН», обозначаются преимущества и недостатки каждого из описываемых способов, проблемные вопросы, сопутствующие решению данной задачи. Актуальность рассматриваемой темы в рамках реализации программы реабилитации объектов «ядерного наследия» заключается в получении опыта по проектированию, разработке безопасных методов и практическому решению задач по извлечению битумированных твердых радиоактивных отходов из хранилищ подобного типа в современных условиях. Делается вывод о необходимости проведения научно-исследовательской и опытно-конструкторской работы для разработки технологии извлечения битумированных твердых радиоактивных отходов из хранилища.

В статье рассмотрен вопрос применения защитных полимерных покрытий (ЗПП) для долговременной защиты различных поверхностей от радиоактивных загрязнений на АЭС и других радиационно-опасных объектах. Проведен анализ нормативных документов, регламентирующих порядок подтверждения вновь разработанных технологий требованиям безопасности в области использования атомной энергии. Показана недостаточность имеющихся решений и недостаточная эффективность использования полимерных композиций, негативно влияющие на возможность их применения для герметизации кровель хранилищ радиоактивных отходов приповерхностного типа. Разработана и прошла опробование в условиях приповерхностных хранилищ твердых радиоактивных отходов Нововоронежской АЭС оригинальная технология герметизации кровли хранилища и рецептура приготовления защитной полимерной композиции. Способ герметизации кровель хранилищ радиоактивных отходов и других радиационно-опасных объектов включает в себя: предварительную обработку герметизируемой поверхности, путем нанесения двух защитных слоев различного состава (первый слой – грунтовочный-изолирующий, на основе водно-дисперсионной краски с локализующими добавками, второй слой – легкодезактивируемый, на основе нитро-эпоксидной эмали); покрытие поверхности защитной герметизирующей композицией ЭГАиБ. Для нанесения и формирования первого подготовительного слоя используется состав на основе водно-дисперсионной краски с добавками – карбоновой кислоты и пиперазина. Для формирования второго слоя предварительной подготовки используется нитроэпоксидная эмаль типа ЭП-51. Герметизирующая композиция ЭГАиБ на основе смолы эпоксидиановой типа ВД ЭПЭП-72, используется для формирования  основного защитного слоя, модификатором служит глицидиновый эфир полиатомных спиртов; в качестве антипирена – хлорпарафин ХП-110; отвердителя – третичный аминофенол; в качестве растворителя применяется ацетон по ГОСТ 2768-84. Результаты испытаний подтвердили высокие эксплуатационные характеристики и перспективность дальнейших исследований в данном направлении. По результатам испытаний и проверки эксплуатационных и технологических свойств композиционных материалов (на основе ПВБ, эпоксидных смол) было установлено, что полимерные композиции на основе поливинилбутераля и эпоксидных с определенными добавками с заданными свойствами смол могут быть рекомендованы к применению на кровлях с бетонно-асфальтными покрытиями приповерхностных ХТРО.

Актуальность темы обусловлена развертыванием работ в России по формированию двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом на основе конкурентоспособных тепловых и быстрых реакторов. Одним из вариантов переработки ОЯТ быстрых реакторов рассматривается пристанционный завод на площадке АЭС. Цель настоящего исследования заключается в разработке методики расчета критериев микроэкономической конкурентоспособности АЭС
с быстрыми реакторами в зависимости от капитальных, эксплуатационных и де-комиссионных затрат на сооружение реакторов и пристанционного завода.  Расчеты приведенной стоимости электроэнергии АЭС, суммарной стоимости переработки ОЯТ и фабрикации ТВС, рентабельности инвестиций в АЭС
и в пристанционный завод (для обоснования выбора ставки дисконтирования) проводились на основе усовершенствованной авторской модели, основанной на рекомендациях экспертов Организации по промышленному развитию ООН (ЮНИДО). В качестве базового варианта рассмотрена двухблочная АЭС, состоящая из двух быстрых реакторов с установленной электрической мощностью W=1200 МВт каждый
(с параметрами, близкими к БР-1200) и из пристанционного завода, обеспечивающего оба реактора переработкой облученного ядерного топлива (ОЯТ) и фабрикацией тепловыделяющих сборок (ТВС) для ежегодной перегрузки топлива. Определены ежегодные потребности реакторов в топливе и в переработке ОЯТ в замкнутом ЯТЦ. При заданном наборе экономических параметров пристанционного завода определены стоимость электроэнергии АЭС и суммарная стоимость переработки ОЯТ и фабрикации ТВС в зависимости от ставки дисконтирования.  Показано, что даже при высоких затратах на пристанционный завод, обуславливающих и высокую суммарную стоимость переработки ОЯТ и фабрикации ТВС на уровне
8000 долл./кг т.м., приведенная стоимость электроэнергии оказывается вполне конкурентоспособной
LCOE=60 долл./МВт·ч при ставках дисконтирования не более 5 % в год.

В статье представлен опыт обучения математическим дисциплинам с использованием методов и средств нейропедагогики в ВИТИ НИЯУ МИФИ студентов, ориентированных на работу в атомной отрасли. Авторами рассматривается фрейм как современный инструмент нейропедагогики, позволяющий будущим работникам атомной отрасли освоить профессиональные дисциплины. Авторами описан способ применения фреймов при  изучении темы «Функции нескольких переменных», так как  в атомной отрасли часто используются процессы, одновременно зависящие от нескольких переменных, обеспечивающие эксплуатацию и безопасность АЭС. Тема изучается на первом курсе, а знания по теме востребованы на всех курсах обучения при изучении профессиональных дисциплин, написания курсовых и дипломных работ, конкурсных работ по атомной тематике и в дальнейшей профессиональной деятельности

Атомная энергетика, как один из ключевых источников электроэнергии, продолжает оставаться в центре общественного и научного обсуждения. Объектом данного исследования является атомная энергетика, а предметом – влияние современных социальных изменений на ее развитие. В условиях глобальных вызовов, таких как изменение климата, энергетическая безопасность и переход к устойчивым источникам энергии, атомная энергетика сталкивается с новыми вызовами и возможностями, которые требуют внимательного анализа. Актуальность темы обусловлена тем, что в последние десятилетия наблюдается значительное изменение общественного мнения относительно атомной энергетики. С одной стороны, растущие опасения по поводу ядерной безопасности и воздействия на окружающую среду ставят под сомнение целесообразность использования атомной энергии. С другой стороны, необходимость снижения углеродных выбросов и обеспечения энергетической независимости открывает новые горизонты для атомной энергетики. В этом контексте важно понять, как социальные изменения, такие как рост экологической осведомленности, изменение потребительских предпочтений и развитие новых технологий, влияют на будущее атомной энергетики. Научная новизна заключается в исследовании взаимосвязи между атомной энергетикой и социальными изменениями, что позволяет выявить ключевые факторы, способствующие или препятствующие ее развитию. Это исследование не только расширяет существующие знания в области атомной энергетики, но и предоставляет новые перспективы для ее интеграции в современные энергетические системы. Целью данного исследования является изучение влияния современных социальных изменений на перспективы развития атомной энергетики. Для достижения поставленных целей используются различные методы исследования, включая анализ статистических данных, экспертные интервью, опросы, кейс-стадии и моделирование. Эти методы позволяют глубже понять текущее состояние атомной энергетики, а также выявить социальные изменения, влияющие на отношение к ней.