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.
