Принципы и условия обеспечения безопасности реактора РБМК-1000 при полной выгрузке топлива из активной зоны после окончательного останова энергоблока

В статье рассмотрены подходы к обеспечению безопасности реактора РБМК-1000 при подготовке его к выводу из эксплуатации в части полной выгрузки топлива из активной зоны реактора. В материале сформулированы принципы обеспечения безопасности, основывающиеся на требованиях нормативных документов, а также необходимости обеспечения критических функций безопасности для окончательно остановленного реактора. Авторами выполнен анализ пределов и условий безопасной эксплуатации с учетом особенностей эксплуатационного состояния реактора при его подготовке к выводу из эксплуатации. Отмечена целесообразность автоматизации функций анализа показаний датчиков нейтронного потока, диагностики имеющихся запасов до порогов их чувствительности и выработки рекомендаций по перестановке датчиков в рамках отдельной системы информационной поддержки персонала на этапе выгрузки ядерного топлива из активной зоны реактора. Представленные в статье принципы и условия обеспечения безопасности реактора РБМК-1000 при полной выгрузке ядерного топлива из активной зоны в дальнейшем могут быть использованы в качестве основы для разработки метода построения системы информационной поддержки персонала для реакторных установок РБМК-1000 в период их подготовки к выводу из эксплуатации.

1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный энергетический ядерный реактор. М.: Атомиздат, 1980. 208 с.

2. Колибас Г. В., Толоконский А. О. Система информационной поддержки для реакторных установок, выводимых из эксплуатации // Вестник НИЯУ МИФИ,2025. Т. 14, № 2. С. 163-172. DOI:10.26583/vestnik.2025.2.8.

3. Основные принципы безопасности атомных электростанций 75 INSAG 3 Rev.1. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности. Вена: Международное агентство по атомной энергии, 2015.. С. 13-14. ISBN 978–92–0–401315–3

4. Кузнецов В.М., Юрчевский Е.Б., Амерханов Р.А., Спиридонов В.П. Вопросы обеспечения безопасности и технические аспекты вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергетики // Энергосбережение и водоподготовка, 2022. № 2 (136). С. 57-69

5. Хомяков Д. Н., Меньшиков В. Ф. Снятие с эксплуатации энергоблоков АЭС // Сборник докладов Всероссийской конференции “Энергетика России в 21 веке: проблемы и научные основы устойчивого и безопасного развития”, 2000.

6. Абрамов М.И., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Канальный ядерный реактор /Ред. Ю.М. Черкашов. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г. С. 86–165.

7. Загребаев А.М., Литвинова Г.А., Ястребов А.С. Математическое моделирование и оптимизация дожигания топлива при выводе из эксплуатации реактора РБМК // Вестник НИЯУ МИФИ, 2025. Т.14 №5. С.393-401. DOI: 10.26583/vestnik.2025.5.2

8. Алимов Ю. В., Калугина К. М. , Рождественский И.М., Сахарова Т.Ю., Юферева В.А. Дополнительная верификация MCU-RBMK для анализа ядерной и радиационной безопасности объектов атомной отрасли // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2022. № 2. С. 42-52. EDN: JWDPJS