ОБОЯНСКОЕ МЕСТОРОЖДЕНИЕ – месторождение нерудных ископаемых в р-не г. Обояни Курской области.

ОСТАТОЧНОЕ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЕ, остаточное энерговыделение, остаточное тепло – тепловая энергия, выделяющаяся в ядерном топливе после прекращения цепной реакции деления за счет радиоактивного распада продуктов деления. Всего в ядерном топливе образуется и накапливается порядка 450 радионуклидов с существенно различными периодами полураспада. По мере того как распадаются короткоживущие нуклиды (см. Короткоживущие изотопы (нуклиды), мощность ОТ быстро уменьшается. Если в момент останова реактора мощность ОТ оценивается величиной не более 10 % от номинальной тепловой мощности реактора, то уже через час она составляет порядка 1.5 %. Если ОТ не отводится, то происходит разогрев топлива вплоть до его разрушения или расплавления. Для отвода ОТ организуется расхолаживание реактора. В режиме аварийного останова реактора ОТ тепло отводится системами аварийного охлаждения.

Источником тепла ядерное топливо продолжает оставаться и после выгрузки его из реактора. Отработавшее топливо помещается в бассейн выдержки, где хранится под слоем воды. ОТ от топлива в бассейне отводится принудительной циркуляцией воды через теплообменники, охлаждаемые внешней водой. Через год после останова реактора мощность ОТ составляет сотые доли процента от номинальной. Через три года после помещения в бассейн выдержки отработавшее топливо отправляют во внешнее хранилище, где отвод тепла осуществляется естественным рассеиванием в окружающей среде.

ПЕРИОД ПОЛУРАСПАДА – фундаментальная характеристика каждого радионуклида, время, за которое количество радиоактивного вещества (изотопа, нуклида) уменьшается в два раза. Так, если в некоторый момент количество ядер некоторого нуклида принять за 100 %, то через время, равное одному ПП, оно будет равно 50 %, еще через один ПП – 25 %, еще через один – 12.5 % и т. д. Обозначается как Т1/2. Значение ПП определяется только видом изотопа и не зависит от условий, в которых протекает радиоактивный распад – давления, температуры и т. п., – т. е. скоростью радиоактивного распада управлять невозможно. Поскольку ПП является временем, в течение которого в два раза уменьшается активность, то важной задачей при планировании работ в условиях радиационной аварии является определение изотопного состава радиоактивного выброса (см. Изотопный спектр).

По значениям ПП радионуклиды условно делятся на короткоживущие и долгоживущие. Примеры некоторых радионуклидов с ПП (по возрастанию массового числа (см. Атом)) приведены в таблице.

ПОДКРИТИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ ядерного реактора – состояние, при котором коэффициент размножения нейтронов меньше единицы, и либо интенсивность цепной ядерной реакции находится в процессе уменьшения, либо цепная реакция прекратилась. Понятие ПС употребляется наряду с понятиями критическое состояние (коэффициент размножения равен единице, и мощность реактора поддерживается на постоянном уровне) и надкритическое состояние (коэффициент размножения больше единицы, и мощность реактора растет). Определение состояния реактора – являлось оно критическим или подкритическим – стало одной из первоочередных задач при планировании работ по ЛПА на ЧАЭС.

РАДИЕВЫЙ ИНСТИТУТ (им. Виталия Григорьевича Хлопина) – научный центр, специализирующийся на изучении явления радиоактивности и связанных с радиоактивностью процессов и технологий. Образован в 1922 г. в Петрограде по инициативе Владимира Ивановича Вернадского, который и стал первым директором РИ. Стал первым в стране и в мире научным центром, где систематически и целенаправленно изучалась радиоактивность. В.Г. Хлопин (1890-1950), имя которого носит РИ – русский и советский радиохимик; в 1921 г. получил первый отечественный препарат радия, в 1936-1946 гг. – директор РИ.

Сотрудниками РИ открыто явление спонтанного деления урана, разработан и внедрен в практику метод гамма-дефектоскопии. В РИ как таковая сложилась отечественная радиохимия. РИ сыграл выдающуюся роль в реализации атомного проекта СССР, разработав оригинальную технологию выделения плутония. Общая схема производства плутония, разработанная в РИ, была реализована на комбинате «Маяк». Здесь разработана и технология регенерации ядерного топлива – выделение из отработавшего топлива урана и плутония для повторного использования.

В работах по ЛПА на ЧАЭС специалисты РИ участвовали с первого дня, выполнив первые радиометрические и дозиметрические измерения на прилегающей к станции территории.

РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД – физическое явление самопроизвольного (спонтанного) изменения состава атомных ядер путем испускания альфа-, бета-частиц, нейтронов, гамма-квантов (см. Гамма-излучение). Атомы, ядра которых подвержены РР, называются радионуклидами (радиоизотопами).

РАДИОНУКЛИДЫ – атомы (нуклиды), ядра которых подвержены радиоактивному распаду.

РАСХОЛАЖИВАНИЕ – режим работы ядерного реактора, при котором реактор остановлен, и от него осуществляется отвод тепла. Целью Р. является достижение и поддержание в реакторе температуры, достаточно низкой для вскрытия оборудования и выполнения работ по осмотру, ремонту, перегрузке топлива и т. п., – т. е. существенно меньшей 100°С. В режиме Р. отводится тепловая энергия, выделяющаяся при 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.