радиоактивном распаде продуктов деления в ядерном топливе (т. н. остаточное тепловыделение). Р. производится за счет организации циркуляции теплоносителя, заполняющего реактор, через дополнительный контур, охлаждаемый внешней водой. Необходимым условием для осуществления режима Р. является наличие электрического питания насосов охлаждающего контура, хотя современные проекты АЭС предусматривают работу охлаждающих контуров за счет естественной циркуляции.
Потеря электроснабжения и невозможность провести Р. привела к аварии на АЭС «Фукусима».
РБМК, реактор большой мощности канальный – ядерный энергетический реактор для атомных электростанций, проект которого был разработан и реализован в СССР. По нейтронному спектру относится к реакторам на тепловых нейтронах, по конструктивной схеме – к реакторам канального типа (см. Канальный реактор). Ядерным топливом является двуокись урана, замедлителем нейтронов – графит, теплоносителем – кипящая вода. Был выполнен в двух вариантах по мощности: РБМК-1000 и РБМК-1500; построено и эксплуатировалось 15 энергоблоков с РБМК-1000 (на Ленинградской АЭС – 4, на Курской – 4, на Чернобыльской – 4, на Смоленской – 3) и 2 энергоблока с РБМК-1500 на Игналинской АЭС в Литве. Номинальная электрическая мощность энергоблока с РБМК-1000 – 1 тыс МВт, или 1 млн кВт, с РБМК-1500 – 1.5 тыс МВт, или 1.5 млн кВт. По тепловой схеме АЭС с РБМК является одноконтурной: пар генерируется непосредственно при кипении воды в активной зоне.
Проект РБМК был разработан в конце 60-х годов: физический расчет выполнен в Курчатовском институте, конструкция – в НИКИЭТ. Прототипом реактора РБМК явился реактор АДЭ-2 – двухцелевой реактор, предназначенный для наработки плутония и одновременно для теплоснабжения, надежно и эффективно работавший на Красноярском горно-химическом комбинате с 1964 г. РБМК во многом повторяет геометрию и конструкцию АДЭ.
Первый энергоблок с РБМК-1000 был пущен 22.12.1973 г. на Ленинградской АЭС, и до 1980 г. эти реакторы являлись самыми мощными энергетическими реакторами в стране. Стремление сохранить во вновь разрабатываемом реакторе возможность двухцелевого функционала и обеспечить эффективное использование ядерного топлива обусловили выбор такого значения шага графитовой решетки, благодаря которому при первоначально выбранном обогащении топлива – 1.8 % по урану-235 – достигается максимальное значение коэффициента размножения нейтронов. Однако такое значение шага решетки предопределило неустойчивость реактора в управлении и в конечном счете явилось коренной причиной аварии на ЧАЭС в 1986 г.
После аварии на ЧАЭС на реакторах РБМК были выполнены масштабные работы по модернизации как собственно реактора, так и технологических систем, влияющих на его безопасность, – и эксплуатация реакторов такого типа была продолжена. После аварии были достроены и введены в эксплуатацию энергоблок № 2 на Игналинской АЭС и энергоблок № 3 на Смоленской, строительство же энергоблоков № 3 Игналинской и № 4 Смоленской было остановлено; находившийся в высокой степени готовности энергоблок № 5 Курской АЭС в эксплуатацию не ввели. 21 декабря 2018 г. после 45 лет работы был остановлен первый энергоблок с реактором РБМК на ЛАЭС.
Лит.: Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980; Вопросы безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000 (Учеб. пособие) / А.Н. Ананьев, Л.А. Белянин, А.П. Еперин и др. Сосновый Бор: ЛАЭС, 1994; Доллежаль Н. А. Об энергетическом уран-графитовом канальном реакторе и об одной из версий аварии 26 апреля 1986 г. на четвертом энергоблоке Чернобыльской атомной электростанции (К истории зарождения уран-графитовых канальных реакторов – РБМК). М.: НИКИЭТ, 1995; История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 3. История РБМК. М.: ИздАТ, 2003; Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общ. редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.
«РЫЖИЙ ЛЕС» – участок в составе лесного урочища Янов в 2 км к северо-западу от комплекса ЧАЭС. Лес на этом участке погиб при прохождении выброса от взрыва реактора. Название обусловлено характерным красно-бурым цветом погибшей хвои. При проведении дезактивации деревья на данном участке были снесены и захоронены под слой земли.
Скрепер – землеройно-транспортная машина, прицепная либо самоходная, предназначенная для горизонтальной резки грунта, его перемещения и отсыпки в земляные сооружения (отвалы).
СНИИП, Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения – исследовательская и проектно-конструкторская организация в области ядерного приборостроения, разработчик систем контроля и управления для предприятий ядерного оружейного комплекса, атомной энергетики и промышленности, в т. ч. дозиметрической и радиометрической аппаратуры, обеспечивающей радиационную безопасность. Образован в 1952 году по инициативе И.В. Курчатова.
Более 200 сотрудников СНИИП приняли участие в ЛПА на ЧАЭС. На основе опыта радиационной разведки на ЧАЭС в СНИИП была разработана современная концепция автоматизированных систем контроля радиационной обстановки – АСКРО.
Лит.: Фертман Д.Е., Чебышов С.Б. Радиометрия сред. М.: АО ФИД «Деловой экспресс», 2017.
СУЗ, система управления и защиты ядерного реактора – техническая система, предназначенная для пуска ядерного реактора, поддержания заданной мощности, переходов с одного уровня мощности на другой, планового или аварийного останова реактора, удержания его в подкритическом состоянии. Важнейшей функцией СУЗ является измерение плотности потока нейтронов (нейтронной мощности) в активной зоне реактора, а также технологических параметров энергоблока, влияющих на состояние реактора, – в частности, давления пара. Непосредственное управляющее воздействие на мощность реактора осуществляется перемещением в объеме активной зоны органов регулирования (ОР), выполненных из поглощающих нейтроны материалов (как правило, на основе соединений бора; см. Нейтронный поглотитель) и конструктивно оформленных в виде стержневых элементов, перемещаемых вертикально. Для увеличения мощности стержни движутся из активной зоны, для уменьшения мощности – в активную зону.
ТЕПЛОВИЗОР – прибор для дистанционного наблюдения распределения температур на поверхностях удаленных объектов. Действие Т. основано на способности всякого тела, температура которого больше абсолютного нуля, излучать электромагнитные волны (инфракрасное излучение, ИК); т. е. Т. – прибор, который видит объекты в ИК-диапазоне. На мониторе Т. формируется многоцветное изображение объекта, где распределение цветов соответствует распределению температур. Применяются в военном и в пожарном деле, в промышленности, при проведении спасательных операций и аварийно-восстановительных работ.
ТЕПЛОВЫЕ НЕЙТРОНЫ – свободные, т. е. находящиеся вне атомных ядер (см. Атом) нейтроны в состоянии теплового равновесия с замедляющей средой (см. Замедлитель). Тепловое равновесие подразумевает, что значение кинетической энергии нейтронов в среднем равно кинетической энергии молекул среды. Температура среды при этом полагается не ниже 20°С. При более низких температурах нейтроны считаются холодными и ультрахолодными. В тепловой области скорость движения нейтронов составляет несколько км/с.
ТН – это нейтроны деления, которые при вылете из ядер имели скорости порядка 20 тыс. км/с, т. е. относились к быстрым нейтронам, и которые потеряли свою кинетическую энергию при прохождении через замедлитель. ТН обладают в сотни раз более высокой вероятностью провзаимодействовать с ядром урана и вызвать его деление, нежели быстрые нейтроны. Это позволяет осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления в природном и в слабообогащенном уране. За единичными исключениями энергетические ядерные реакторы на атомных станциях – реакторы на ТН. Все варианты реакторов, физика которых основывается на ТН, являются, по сути, вариантами выбора материала замедлителя.
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ – подвижная среда (газ, жидкость), применяемая для переноса в пространстве тепловой энергии. Традиционная схема применения Т.: 1) нагрев от источника тепла – 2) перенос в пространстве по трубам или каналам – 3) охлаждение с передачей тепла приемнику (поглотителю) тепла. В энергетических ядерных реакторах в качестве Т. используются: вода, в т. ч. кипящая вода; газы (углекислый газ, гелий; см. ВТГР); жидкие металлы – натрий, свинец и сплавы на их основе; в перспективе – расплавы солей (см. Жидкосолевой реактор).
Реакторы, где в качестве Т. применяется вода, обозначаются как водоохлаждаемые. К водоохлаждаемым относятся реакторы РБМК, установленные на ЧАЭС; в качестве Т. в них выступает кипящая вода. Наиболее распространенным типом водоохлаждаемых реакторов являются реакторы типа ВВЭР; в них вода одновременно выполняет роль эффективного замедлителя нейтронов.
ТУФ – горная порода, обладающая пористой структурой и сравнительно малой плотностью. По химическому составу представляет собой соединения кальция и кремния. Широко применяется в качестве отделочного материала в строительстве, для тепло- и звукоизоляции. Может быть использован как сорбент.
УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ, УТС – управляемая ядерная реакция, в ходе которой происходит соединение (синтез) легких ядер (изотопов водорода, гелия, лития) в более тяжелые, и при этом выделяется энергия. Считается, что освоение УТС позволит обеспечить человечество энергией на неопределенно долгую перспективу. По сравнению с любыми другими энергетически технологиями обладает практически неисчерпаемой ресурсной базой – водой мирового океана как источником водорода. В отличие от традиционной ядерной энергетики, основанной на