В условиях усиления требований к экологической ответственности атомной энергетики возрастает значение внедрения систем автоматического мониторинга сбросных вод. Настоящая статья посвящена анализу обоснования и практической реализации системы автоматического непрерывного мониторинга сбросных вод (SAİS) на примере АЭС «Аккую». Описаны нормативные основания, включая международные рекомендации МАГАТЭ и требования экологического законодательства Турецкой Республики, а также методологический подход к проектированию системы. Проанализированы основные источники потенциального воздействия сбросных вод АЭС на морскую экосистему и обоснована необходимость их непрерывного контроля. Представлены основные технические характеристики SAİS, ее архитектура, измерительные контуры и средства передачи данных. Особое внимание уделено вопросам метрологического обеспечения и контроля качества измерений. Отмечено, что реализованная система обеспечивает непрерывный контроль ключевых параметров сточных вод, надежную передачу данных в режиме реального времени в централизованную базу надзорного органа и юридически значимую фиксацию экологических показателей. Проведен сравнительный анализ Турецкого подхода к онлайн-мониторингу с принятой в России практикой лабораторного контроля. Обсуждаются преимущества SAİS как инструмента цифровой трансформации экологического мониторинга и возможности масштабирования подобного опыта на атомные станции в России. Сделан вывод о значимости автоматизированного мониторинга для повышения прозрачности, снижения экологических рисков и укрепления общественного доверия к атомной отрасли.

Основные принципы радиационной безопасности, в особенности принцип оптимизации, обеспечивают защиту персонала от ионизирующего излучения на основных стадиях жизненного цикла атомных электрических станций, от проектирования до этапа вывода из эксплуатации. В 2007 г. Международная комиссия по радиологической безопасности (МКРЗ) выпустила рекомендации (Публикация 103), которые усиливают значимость оптимизации радиационной защиты, распространяя успешный опыт внедрения этого требования в практику, включая ситуации планируемого облучения. Проведение эксплуатирующей организацией АЭС России (АО «Концерн Росэнергоатом») последовательной политики, направленной на внедрение и реализацию методологии оптимизации радиационной защиты, в целом на всех АЭС, начиная с 1996 г. (переход на новые дозовые пределы), привело к снижению коллективных доз облучения персонала примерно в 4 раза. Методика работы по оптимизации радиационной защиты персонала АЭС включает в себя: критический подход к организационным и техническим мероприятиям при производстве работ, дезактивацию и выполнение необходимых переключений, проведение измерений радиационной обстановки, снижение продолжительности работ в условиях облучения. Целью представленных в статье исследований является разработка программной системы, позволяющей формировать маршруты перемещения персонала с минимальной суммарной дозовой нагрузкой в помещениях с неоднородными радиационными полями. Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи: анализ проблемы планирования безопасного перемещения в радиационно-опасных зонах; построение математической модели радиационного поля методом радиальных базисных функций (RBF, Radial Basis Functions); разработка алгоритмов поиска оптимального пути с учетом переменной дозовой нагрузки (A*, A-star, динамическое программирование). В статье представлены варианты решения задачи минимизации дозовых затрат персонала применительно к реальному радиационно-опасному помещению АЭС с помощью математических методов маршрутной оптимизации. Описаны основные этапы разработки алгоритма, позволяющего автоматически формировать оптимальные маршруты с учетом неоднородности радиационной обстановки в пространстве, размеров помещения и расположения в нем оборудования и других элементов. Научная новизна исследований заключается в применении метода радиальных базисных функций (RBF) в сочетании с алгоритмами маршрутизации на графах, адаптированными под критерий минимизации дозы облучения, а также в использовании модифицированного уравнения Беллмана для оптимального выбора порядка прохождения контрольных точек.

В данной работе представлены результаты численного моделирования бенчмарка реактора ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива, разработанного Агентством по Ядерной Энергии при Организации Экономического Сотрудничества и Развития (АЯЭ ОЭСР), с помощью программного комплекса OpenMC. OpenMC предназначен для моделирования процессов переноса нейтронов методом Монте-Карло и использует в качестве программного интерфейса язык программирования Python. Нейтронные сечения для различных нуклидов, необходимые для проведения расчетов, были получены с помощью баз оцененных ядерных данных ENDF/B-VII.1 и ENDF/B-VIII.0. Использование двух версий библиотек позволили провести оценку влияния выбора базы ядерных данных на ключевые нейтронно-физические параметры ВВЭР-1000. Рассчитанные значения эффективного коэффициента размножения и скорости реакции деления в тепловыделяющих сборках для различных стационарных состояний реактора ВВЭР-1000 были сопоставлены с результатами, полученными с помощью кодов MCU, RADAR и MCNP (опубликованными АЯЭ ОЭСР и, в частности, сотрудниками Агентства по Атомной Энергии Турции). Дополнительно была проведена кросс-верификация полученных результатов, для чего была построена расчетная модель бенчмарка ВВЭР-1000 с помощью кода Serpent. Полученные результаты демонстрируют хорошую сходимость с результатами других прецизионных кодов и подтверждают корректность построенных в OpenMC и Serpent расчетных моделей. Работа подтверждает возможность использования OpenMC для точного моделирования нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000, что актуально для задач проектирования и анализа безопасности современных ядерных энергетических установок. Методология, реализованная в данной работе, может быть использована для последующего моделирования и анализа новых конфигураций активных зон различных реакторных установок.

В статье рассматривается актуальная проблема автоматизации диагностики оборудования атомных станций для повышения его надежности и безопасности. Предлагается метод обнаружения течей трубопроводной арматуры на основе применения искусственных нейронных сетей для анализа термографических изображений. Методология основана на тепловизионном контроле, который позволяет дистанционно и бесконтактно фиксировать распределение температуры на поверхности оборудования. На основе ограниченного набора исходных термографических снимков была создана и обучена сверточная нейронная сеть для бинарной классификации состояния оборудования (наличие и отсутствие течи). Обученная модель продемонстрировала 100% точность на тестовых данных. Разработанный подход позволяет автоматизировать процесс диагностики, исключить влияние человеческого фактора и может быть интегрирован в системы предиктивного обслуживания и мониторинга в реальном времени.

Описан уникальный опыт по очистке оросителя башенной испарительной градирни на энергоблоке №1 НВАЭС-2 для повышения ее охлаждающей способности. Проведена оценка эффективности реагентной очистки оросителя от карбонатных отложений в ремонтную кампанию 2025 г. в сравнении с механическими способами, опробованными ранее. Описан процесс взаимодействия реагента с загрязнениями. Рассмотрено влияние рабочего раствора на конструкционные элементы градирни. Особое внимание уделено технологии проведения очистки с акцентом на безопасность, технику и качество выполнения работ с достижением критериев успешности процесса. Представлены результаты лабораторных испытаний по определению химического состава отложений и конечных продуктов очистки. Предложены способы утилизации промывных вод с минимизацией экологической нагрузки. В статье проанализировано влияние факторов проведения процесса на его эффективность: состава, концентрации реагента, времени экспозиции промывочного раствора и степени загрязнения участков оросителя. На основании полученных данных по изменению охлаждающей способности градирни после ППР-2025 рассчитан  экономический эффект и срок окупаемости представленного метода.

В статье впервые поднимается проблема о возможности использования высокочастной составляющей нейтронного шума для контроля состояния ТВС и твэл во время эксплуатации, т.к. долгое время исследования нейтронного шума ограничивались частотой 50 Гц. В краткой исторической справке представлены основные моменты и этапы развития нейтронно-шумового контроля, а также персоналии отдельных ученых, внесших фундаментальный вклад в развитие нейтронно-шумовой диагностики. На примере данных Нововоронежской АЭС, полученных при динамических испытаниях в 2022 г., авторы показывают возможность оценки собственных колебаний органов регулирования СУЗ, как функции частота-глубина погружения в активную зону. Данная зависимость позволяет построить альтернативный канал контроля положения органов регулирования СУЗ. На основе спектральных оценок высокочастотного нейтронного шума обосновывается возможность выявления режима кипения теплоносителя с локализацией места по высоте ТВС. Впервые приводится оценка собственных частот колебаний твэл (частей твэл) на основе данных, полученных непосредственно во время эксплуатации. Собственные частоты представлены в виде конкретных числовых значений, а не в виде частотного диапазона, полученного по результатам стендовых испытаний. Представлен критический подход к проблеме предварительных испытаний макетов ТВС на различных стендах в части достаточности информации и ее обоснованности. Для удобства визуализации и сжатия информации вводится новое представление каскада спектров в виде контурных графиков, позволяющее максимально эффективно выявить общие закономерности на большом количестве данных. Аргументируется необходимость дальнейших исследований по нейтронно-шумовой тематике на действующих АЭС в связи с внедрением новой конструкции ТВС (ТВС-5), имеющей существенные отличия. 

Для увеличения длительности эксплуатации твэлов в ядерном реакторе необходимо создать запас предельного срока службы топливных и конструкционных материалов. В данной работе на примере элементарной ячейки реактора ВВЭР-1200 в бесконечной размножающей среде рассмотрены различные способы снижения радиальной неравномерности выгорания твэлов путем перераспределения делящихся ядер (профилирования): для проведения профилирования топливная таблетка разбивалась на различное количество концентрических слоев, обогащения которых варьировались при сохранении суммарного числа делящихся ядер в топливной таблетке на начало топливной кампании. В ПК Serpent 2 выполнены нейтронно-физические расчеты соответствующих моделей, после чего было проведено сравнение полученных для них характеристик: коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде, среднего темпа потери реактивности, доли запаздывающих нейтронов на начало кампании, радиальных распределений выгораний и энерговыделений
(в различные моменты времени), изменения эффектов реактивности после профилирования. Результатом данной работы является подобранный оптимальный метод снижения выгорания на периферии топливной таблетки за счет повышения обогащения в центральной части топливной таблетки и, как следствие, более равномерный профиль выгорания в целом по таблетке. Показано, что в результате проведенных преобразований не происходит изменения нейтронно-физических характеристик. Возможная проблема при использовании указанного метода профилирования может состоять в возрастании температуры периферийного слоя
в результате значительного возрастания энерговыделения в нем с течением топливной кампании.

В статье изложены результаты анализа проектной деятельности в области атомной энергетики для России, Китая и Индии. Цель работы состоит в сопоставлении опыта стран в разработке и реализации национальных проектов в области атомной энергетики. Представлен краткий обзор развития проектной деятельности стран, подчеркнута роль государства, названы ведущие национальные проекты, отмечены цели и основные показатели их реализации, выделены перспективные задачи в области атомной энергетики. Новизна исследования состоит в сравнении опыта стран в разработке и реализации национальных проектов в сфере атомной энергетики по ключевым аспектам, что позволяет получить систематизированное представление о лучших практиках, выявить общие тенденции и различия, а также сформулировать рекомендации для повышения безопасности и эффективности отрасли. Предложены общие направления политики в сфере ядерной энергетики, которые опираются на опыт России, Китая и Индии.

Методология и методы. Методология исследования основывается на систематическом обзорном подходе, включающем сбор, отбор и анализ существующих публикаций, нормативной, статистической документации и отчетности по теме национальных проектов России, Китая и Индии в сфере атомной энергетики. В исследовании применялись общенаучные методы в виде теоретического анализа, логического и аналитического методов, синтеза, метода сопоставления и сравнения, графического метода. Валидация выводов осуществлялась путем сопоставления материалов из разных источников и их качественной переработки с целью обеспечения воспроизводимости и достоверности полученных заключений.

Результаты. Представлен обзор развития проектной деятельности стран в сфере ядерной энергетики на национальном уровне, подчеркнута роль государственных органов, названы ведущие национальные проекты, отмечены цели, целевые показатели и ключевые мероприятия в рамках их реализации, представлено выполнение отдельных целевых показателей российского национального проекта «Новые атомные и энергетические технологии» в сфере атомной энергетики» и дана оценка выполнения планов Китая и Индии, названы основные задачи в области атомной энергетики стран, произведено сравнение опыта стран в разработке и реализации национальных проектов в сфере атомной энергетики по ключевым аспектам, выделены особенности, общие черты и различия в подходах стран к ведению проектной деятельности, предложены общие направления политики в сфере ядерной энергетики, которые опираются на опыт России, Китая и Индии и могут быть полезны для формирования государственной стратегии.

Обсуждение. Результаты исследования позволили выявить и сравнить особенности проектной деятельности в атомной энергетике в Российской Федерации, Китайской народной республике и Республике Индия, разработать общие направления политики в сфере ядерной энергетики, которые опираются на опыт стран. Тем не менее, требуется постоянная актуализация представленной информации, обусловленная активным развитием ядерной энергетики не только в названных странах, но и во всем мире. Также представляют интерес вопросы международного сотрудничества, направленного на повышение безопасности, снижение рисков и повышение доверие к ядерной энергетике на глобальном уровне.

Безопасность труда на уранодобывающих предприятиях остается одной из ключевых составляющих устойчивого промышленного развития. В условиях высоких рисков, связанных с эксплуатацией месторождений урана методом подземного выщелачивания, особое значение приобретает системный подход к профилактике травматизма и формированию культуры безопасности. Целью настоящего исследования является анализ производственного травматизма в АО «НАК Казатомпром» за период 2019-2024 гг. с оценкой эффективности применяемых инструментов охраны труда, включая внедрение концепции Vision Zero, проведение поведенческих аудитов, использование цифровых решений для мониторинга и активное обучение персонала. Методологической основой послужили данные интегрированных годовых отчетов, показатели LTIFR (Lost Time Injury Frequency Rate), количественный анализ несчастных случаев и динамики их изменения, а также качественная оценка корпоративной культуры безопасности на предприятиях. Результаты анализа свидетельствуют о выраженной положительной динамике: если в 2019 г. было зафиксировано 8 несчастных случаев и LTIFR составлял 0,24, то к 2024 г. эти показатели снизились до 3 случаев и LTIFR 0,09 соответственно. Наиболее критичным оказался 2021 г. (9 случаев, LTIFR – 0,55), после чего с 2022 г. отмечается устойчивое улучшение ситуации. Системные меры, предпринятые компанией, позволили снизить частоту травм более чем в 2,5 раза. Полученные результаты демонстрируют успешность стратегического подхода АО «НАК Казатомпром» в области охраны труда и подтверждают соответствие реализуемых практик международным стандартам. Компания не только снижает производственные риски, но и формирует зрелую культуру безопасности, вовлекая сотрудников в управление рисками. Опыт АО «НАК Казатомпром» может быть рекомендован для тиражирования на других предприятиях отрасли. В дальнейшем целесообразно расширение цифровизации мониторинга, привлечение персонала к инициативам по безопасности и дальнейшее закрепление принципов Vision Zero в корпоративной политике.