Резюме. В статье рассматривается проблема обеспечения ядерной безопасности реакторов ВВЭР, связанная с выгоранием изотопа бора-10 (¹⁰В) в теплоносителе первого контура. Традиционно для контроля реактивности и поддержания подкритичности используется раствор борной кислоты, при этом в проектных расчетах принимается постоянная атомная доля ¹⁰В (19,8%). Авторы обосновывают, что данное допущение является некорректным: вследствие поглощения нейтронов содержание ¹⁰В снижается к концу топливной кампании на 5,6–7,3%, а исходное обогащение партий борной кислоты варьируется от 19,6% до 20,8%. На основе эксплуатационных данных энергоблоков №1 НВАЭС-2 (ВВЭР-1200) и №4 НВАЭС (ВВЭР-440), а также расчетов по программам БИПР-7А и ПЕРМАК-А выполнено математическое моделирование изменения концентрации поглотителя. Показано, что игнорирование эффекта выгорания приводит к расхождению между прогнозируемой и фактической концентрацией борной кислоты (до 0,4 г/дм³ за кампанию) и создает неучтенный запас или дефицит реактивности. Для новых поколений ВВЭР данная проблема усугубляется увеличением мощности, длительности кампаний и внедрением рециклинга теплоносителя. Сформулированы предложения по изменению подхода к нормированию жидкого поглотителя: предлагается перейти от установления пределов по массовой концентрации борной кислоты как химического вещества к иерархической системе контроля массовых концентраций именно изотопа-поглотителя ¹⁰В во всех заполняемых системах. Предлагается внедрение прямого контроля методом нейтронно-абсорбционной спектрометрии без пересчета в химическую концентрацию, разделение нормативов для систем безопасности (нижний предел по ¹⁰В) и водно-химического режима (верхний предел по H₃BO₃), а также учет изотопного состава в имитационных расчетах управления реактивностью.

Для определения возможных дозовых последствий аварии с возникновением критичности (СЦР) предложен подход к оценке флюенса нейтронного излучения в воздухе рабочей зоны при спонтанном возникновении самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления в водном растворе урана, который может быть распространен и на другие ядерные делящиеся материалы в водяных растворах. Для расчета функции модельного источника разработана итерационная методика расчета с использованием программного пакета GEANT4, реализующего метод Монте-Карло, для моделирования переноса нейтронов в пределах источника. На основе результатов моделирования полей нейтронного излучения методом Монте-Карло показано, что на расстояниях от источника нейтронов, больших 100 м, спектр нейтронов меняется незначительно, что позволяет считать эффективные, то есть усредненные по спектру нейтронов константы взаимодействия с воздухом на этих расстояниях приближенно неизменными, вследствие чего может быть предложена аппроксимация зависимости флюенса нейтронного излучения в воздухе рабочей зоны от расстояния до модельного источника нейтронов. Предложенная оценка флюенса нейтронного излучения может использоваться для прогнозирования радиационной обстановки в случаях СЦР в производственных помещениях при работах с водными растворами диоксида урана или других ядерных делящихся материалов. В дальнейшем планируется расширить область применимости рассмотренного в статье подхода на другие условия возникновения нейтронного излучения на предприятиях ЯТЦ и оценку доз нейтронного облучения персонала.

Выполнена кросс-верификация расчетного моделирования критических сборок БФС-97 и оценено влияние технологических неопределенностей и выбора библиотеки ядерных данных на эффективный коэффициент размножения. Для конфигураций БФС-97-1–БФС-97-4 построены гетерогенные модели в коде Serpent 2 с библиотеками JEFF-3.1.1, JEFF-3.3 и ENDF/B-VII.1. Рассчитаны абсолютные значения k_eff, температурные эффекты реактивности и межбиблиотечные сдвиги. Температурный отклик сопоставлен с результатами расчетов, выполненных детерминистическим кодом TRIGEX, а причины различий между библиотеками исследованы однопараметрической заменой сечений отдельных нуклидов. В качестве критерия воспроизведения использована полная технологическая неопределенность эталонного эксперимента. Для сборок БФС-97 полная неопределенность k_eff составляет 0,26-0,31 %, причем основной вклад вносит геометрия. Температурный эффект при изменении температуры от 314 до 329 K возрастает по модулю примерно от 18 pcm для БФС-97-1 до 63-64 pcm для БФС-97-3 и БФС-97-4. Для БФС-97-3 и БФС-97-4 результаты Serpent согласуются с оценками TRIGEX в пределах 2-3σ(Δρ); для БФС-97-1 и БФС-97-2 совпадают знак и порядок величины эффекта, однако расхождение превышает 3σ(Δρ). Для конфигурации БФС-97-4 межбиблиотечный разброс абсолютного k_eff достигает 0,2-0,9 % и становится сопоставимым с технологической неопределенностью эксперимента или превышает ее. Нуклидная декомпозиция показывает, что основной вклад в расхождения дают сечения ²³⁸U и ²³⁹Pu. Установлено, что дифференциальный температурный эффект значительно устойчивее к выбору библиотеки, чем абсолютная критичность. Воспроизводимость расчета для валидационных задач следует оценивать относительно полной неопределенности эталонного эксперимента, а не только относительно статистической погрешности метода Монте-Карло.

Статья посвящена исследованию влияния международной практики Российской Федерации и Китайской Народной Республики на управленческие и технологические аспекты проектирования и строительства АЭС. На основе нормированных показателей (длительность строительства, интенсивность и удельная капитальная стоимость) выполнен сравнительный анализ введенных в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР-1200 и Hualong One за период 2020-2025 годы. Установлено, что эффективность сооружения АЭС в значительной степени определяется не только техническими характеристиками реакторов, но и качеством управленческих решений – уровнем стандартизации, серийности, модульности и эффективностью институциональных механизмов. Китайская стратегия высокосерийного строительства (на примере Hualong One) коррелирует с меньшими сроками и стоимостью сооружения на внутреннем рынке, тогда как российская модель (на базе ВВЭР-1200) характеризуется более широким набором экспортных решений, включая управление полным жизненным циклом (в том числе закрытие ЯТЦ) и технологическую преемственность. Выявлены устойчивые взаимосвязи между особенностями управления проектами и достигаемыми технико-экономическими результатами. Научная новизна исследования заключается в интеграции количественных нормированных метрик эффективности с институционально-организационным анализом двух крупнейших национальных программ атомной промышленности. Практическая значимость работы состоит в разработке рекомендаций по развитию серийного строительства, модульных технологий и цифровой трансформации отрасли, которые могут быть использованы для оптимизации российских программ сооружения АЭС, повышения экспортного потенциала и подготовки перехода к реакторам поколения IV и малым модульным реакторам.

Оценка мощности реактора по параметрам аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП) является наиболее быстродействующим способом определения мощности среди используемых на реакторной установке с ВВЭР-1000. По этой причине мощность, рассчитанная АКНП, используется в системе управления и защиты реактора. В этой связи корректное моделирование переноса нейтронного излучения в места расположения ионизационных камер (ИК) является важной и актуальной задачей для расчетных кодов, комплексно описывающих динамические режимы реакторной установки. В данной работе приведено описание моделей боковых ионизационных камер АКНП, которые применялись ранее и используются в настоящее время в программном комплексе (ПК) ПРОСТОР. Первоначальная упрощенная модель ИК АКНП качественно описывала зависимость нейтронного потока в местах расположения ИК от углового расположения камер, однако эта упрощенная модель не позволяла корректно воспроизводить аксиальную зависимость потока нейтронов в каналах ИК, поскольку в этой модели не учитывалось ослабление потока нейтронов при прохождении через опорную бетонную консоль.  Для того, чтобы исправить этот недостаток была разработана новая улучшенная модель ИК АКНП. Для реализации улучшенной модели ИК АКНП в программе на основе метода Монте-Карло OpenMC была разработана трехмерная модель реактора и его биологической защиты. После этого были проведены оценки вкладов двух периферийных рядов ТВС в нейтронный поток на радиусе размещения ИК в зависимости от угла и высоты расположения ИК. На основе полученных вкладов была построена улучшенная модель ИК АКНП, которая в настоящее время используется в составе п/к ПРОСТОР. Для сравнения качества моделей ИК АКНП с помощью ПК ПРОСТОР выполнено моделирование измерения по сбросу аварийной защиты, проведенное на Калининской АЭС.

Разработана математическая модель колебаний жидкости при последовательном подводном выделении большого количества энергии от нескольких расположенных в одной точке источников, приводящих к образованию сильно нагретого газа (плазмы) с очень высоким давлением. Периодическое расширение газа приводит к возникновению волнового колебательного процесса в жидкости, что, в свою очередь, оказывает механическое воздействие на расположенные на некотором расстоянии от источников энергии тела (преграды). Вывод модели основан на использовании модифицированной формулы закона Гука и второго закона Ньютона. Отрезки времени, разделяющие процессы выделения энергии, принимаются такими, чтобы их частота совпадала с частотой собственных колебаний. При этом наступают резонансные колебания. Их амплитуда ограничивается внутренним трением в жидкости. Если частоты источников незначительно отличаются от частоты собственных колебаний, возникают бифуркационно-флаттерные колебания, с периодическим возрастанием амплитуды от некоторого ее максимального значения до минимального. Применение модифицированной формулы закона Гука при выводе определяющего волнового дифференциального уравнения позволяет учесть длину и время свободного пробега микрочастиц (молекул, атомов и др.). Результаты работы могут быть использованы в энергетике, нефтяной и атомной промышленности для очистки внутренних поверхностей теплообменников, а также магистральных трубопроводов от различного рода отложений.

Представлен расчетный анализ применения спектрального регулирования и выгорающих поглотителей в водо-водяном реакторе для снижения запаса реактивности, компенсируемой жидкостной системой. 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. Рассмотрена модель активной зоны водо-водяного реактора с тепловой мощностью 1600 МВт, набранная из 163 ТВС, из которых в 31 ТВС находятся стержни-вытеснители из оксида природного урана UO₂. Для частичной компенсации избыточной реактивности применялись твэги с массовым содержанием Gd₂О₃ 8 %. Для оценки влияния жесткости спектра на эффективность компенсации избыточной реактивности разработана модель активной зоны с размещением вытеснителей в 61 ТВС. Рассмотрено перемещение вытеснителей в процессе кампании с постоянной скоростью и полным их извлечением на 650 сутки. Ужестчение спектра позволило снизить критическое содержание борной кислоты в течении 550 суток кампании. Увеличение массового содержания Gd₂О₃ в твэгах до 13,5 % позволило снизить концентрацию борной кислоты в начале кампании до 0,3 г/кг. Предложена модель активной зоны, в составе которой используются ТВС с ПЭЛ, перемещаемыми в ручном режиме в течение кампании. Так же предусмотрены ТВС с ПЭЛ, выполняющими функцию аварийной защиты. Массовое содержания Gd₂О₃ в твэгах 13,5 % позволило снизить запас реактивности, компенсируемый рабочими органами СУЗ и системой борного регулирования до 4,37 %. При этом на систему борного регулирования приходится 57,9 % этого запаса. Показано, что для разработанной модели активной зоны концентрация борной кислоты остается равной в среднем 0,3 г/кг в течение всей кампании.

В данной статье рассматривается система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) энергоблока №2 Армянской атомной электростанции (ААЭС) в контексте повышения уровня ее безопасности и надежности. Актуальность работы обусловлена необходимостью обоснования продления срока эксплуатации энергоблока, расширения спектра проектных аварий с повышением предела максимальной проектной аварии до течи теплоносителя с эквивалентным диаметром 200 мм. Проведен анализ первоначальной концепции системы, а также реализованных модификаций, направленных на повышение эффективности аварийного охлаждения. Для оценки работоспособности САОЗ при различных аварийных сценариях выполнены теплогидравлические расчеты с использованием программного комплекса RELAP5/MOD3.2. Рассмотрены сценарии течей теплоносителя первого контура с эквивалентным диаметром от 120 до 190 мм при различных сочетаниях отказов оборудования, включая отказ каналов аварийной подпитки высокого давления. В результате установлено, что при определенных конфигурациях системы возникает эффект «подпитки в течь», при котором подаваемый охлаждающий раствор не обеспечивает эффективного заполнения первого контура. Показано, что при течах диаметром 130–180 мм возможно нарушение критериев безопасности вследствие перегрева оболочек твэлов, тогда как при больших диаметрах течи условия охлаждения могут улучшаться за счет более быстрого снижения давления и включения систем низкого давления. На основании полученных результатов предложены направления дальнейшей модернизации САОЗ, включая оптимизацию схемы подключения трубопроводов и повышение эффективности работы системы, что позволит увеличить пределы проектных аварий и повысить уровень ядерной безопасности.

Актуальность темы обусловлена развертыванием работ в России и мире по сооружению атомных станций малой мощности (АСММ), в частности, для энергоснабжения центров обработки данных в условиях стремительного роста облачных вычислений и искусственного интеллекта, а также для удаленных районов и для атомного флота. Одним из преимуществ АСММ называют возможность длительной непрерывной работы реактора без перегрузки топлива (до 10 лет и более). Дискретная замена целиком активной зоны реактора через несколько лет его непрерывной работы означает, что затраты на топливо также будут дискретными в отличие от больших энергетических реакторов, в которых частичные перегрузки топлива проводятся каждые 12-18 месяцев, то есть с экономической точки зрения практически непрерывно. В данной работе приведена комплексная аналитическая методика оценки взаимосвязей технологических параметров ядерного топливного цикла (ЯТЦ) водо-охлаждаемых реакторов типа РИТМ и влияния этих параметров на экономику АСММ. Впервые получены аналитические выражения для оценки взаимосвязанных критериев эффективности инвестиций в АСММ (NPV, LCOE, DPP, IRR) при дискретных перегрузках всей активной зоны реактора. Поскольку длительная работа реактора АСММ между перегрузками (5‒10 лет) требует более высокого обогащения и выгорания топлива, по сравнению с большими энергетическими реакторами, в статье приведены универсальные аналитические взаимосвязи выгорания, обогащения и тепловой напряженности топлива с топливной кампанией реактора (периодичностью перегрузок), расходом топлива и природного урана, а также стоимостными показателями ключевых технологических переделов, что необходимо для полноценного экономического анализа АСММ. Представленные материалы применимы и для инженерно-экономического анализа энергетических реакторов большой мощности.  В статье приведены многочисленные количественные примеры и результаты расчетов рассмотренных экономических критериев АСММ в широком диапазоне технологических параметров ЯТЦ.

В статье рассматриваются этапы создания и внедрения системы управления технологическими процессами на атомных электростанциях (АЭС), основанной на модели предсказательной аналитики – Model Predictive Control (MPC). В рамках цифровой трансформации атомной отрасли авторы предлагают комплексный подход, объединяющий технологии промышленного интернета вещей (IIoT), цифровых двойников, предиктивной диагностики и интеллектуальной поддержки оператора. Особое внимание уделяется последовательной реализации этапов: оснащение оборудования интеллектуальными датчиками, формирование цифровых двойников, внедрение предиктивной аналитики на основе методов машинного обучения (в частности, MSET), а также интеграция MPC-моделей для оптимизации управления в реальном времени. Рассматриваются примеры применения подхода к отдельным системам энергоблоков (техводоснабжение, маслоснабжение ГЦН, выдача мощности). Завершающим этапом представлена разработка системы информационной поддержки оператора (СИПО), обеспечивающей визуализацию прогнозов, пояснение решений и снижение когнитивной нагрузки. В заключении подчеркивается, что внедрение MPC-моделей способствует повышению безопасности, надежности и экономической эффективности АЭС. Применение сквозных прогнозных моделей на базе методов машинного обучения позволяет атомной отрасли системно перейти от реактивных стратегий обслуживания к проактивному управлению. Практические референции эксплуатации аналогичных систем информационной поддержки на энергоблоках Нововоронежской АЭС-2 наглядно подтверждают жизнеспособность такого подхода, демонстрируя снижение количества ложных срабатываний технологических защит более чем на двадцать процентов. Таким образом, увязка предиктивной аналитики с контуром MPC закладывает надежный математический фундамент для верификации проектного ресурса и обоснования безопасности элементов АЭС в долгосрочной перспективе.