Өзектілігі.
Қазақстан Республикасы Президенті Қ.К. Тоқаевпен бекітілген «Қазақстан Республикасының көміртегі бейтараптығына қол жеткізуінің 2060 жылға дейінгі стратегиясы» Жарлығында қуаттардың құрылымына тұрақты энергия көзі ретінде АЭС кіреді деп айқындалған. Бұл бағытта атом энергетикасын дамыту жөніндегі пайымды қалыптастыру, атом электр станциясын (АЭС) салу туралы шешім дайындау бойынша дәйекті жұмыс жүргізілуде. Мұндай шешім, сөзсіз, оны дамыту үшін ғылыми-технологиялық негіз жасайтын осы саладағы қолданыстағы құзыреттерге, кадрлық әлеуетке және ғылыми зерттеулердің нәтижелеріне сүйенетін болады.
АЭС құруды қолдауға арналған ғылыми зерттеулер қолданылатын технологияларды таңдауға және АЭС-ті қауіпсіз және тиімді пайдалануды қамтамасыз етуге қатысты негізделген шешімдер қабылдау үшін қажетті сапалы және объективті деректерді қалыптастыруға ықпал етеді. Бірінші кезеңде АЭС жұмыс істеуінің бірнеше, неғұрлым сындарлы аспектілеріне назар аудару маңызды болып табылады, атап айтқанда, реакторлардың перспективалы түрлерінің ядролық-физикалық сипаттамаларын болжамды бағалауға, радиоактивті қалдықтармен (РАҚ) және пайдаланылған ядролық отынмен (ПЯО) жұмыс істеу тұжырымдамасын айқындауға, сондай-ақ АЭС орналасқан ауданда радиациялық мониторинг жүйесінің схемасы мен құрамына қойылатын талаптарды тұжырымдауды қамтиды. Зерттеулер жүргізу үшін асы аспектілерді таңдау жаңа деректер алу перспективасымен де, олардың жағары әлеуметтік-экономикалық әсерімен де негізделген.
АЭС-ті пайдалану кезінде ядролық реакторда өтетені физикалық процестерді нақты түсіну және болжау мүмкіндігі маңызды болып табылады, бұл оларды егжей-тегжейлі модельдеуді қамтамасыз етуге мүмкіндік беретін есептік үлгілерді жасаумен қамтамасыз етіледі. Дәлелденген мамандандырылған бағдарламалық кешендерді пайдалана отырып есептік модельдерді әзірлеу және оларды қолдану реактор жұмысының реактивтілік, реттеу орандарының тиімділігі, энергия бөлу өрісі, жылу тасығыштың параметрлері және т.б. сияқты маңызды сипаттамаларын түсінуді қамтамасыз етуге мүмкіндік береді. Зерттеулер барысында алянған ядролық-физикалық сипатамалар бойынша жаңа деректер және алынған құзыреттер ядролық реакторды және оның отын кампаниясын басқару алгоритмдерін құрудың негізіне жатады.
Пайдаланылған ядролық отын мен радиактивті қалдықтарды басқару ядролық энергетиканың маңызды аспектісі болып табылады. Әрбір ел және АЭС пайдаланушы ұйым нақты жағдайларды ескере отырып, пайдаланылған отын мен радиоактивті қалдықтарды басқарудың жеке бағдарламалары мен стратегияларын әзірлеуді. Қазақстан үшін атом энергетикасын енгізудің бастапқы кезеңінде олардың қоршаған ортаға барынша аз әсер етуін қамтамасыз ететін дұрыс бағытты айқындау, РЯО мен РАҚ басқаруға оңтайлы тәсілдерді әзірлеу аса маңызды. Қазіргі уақытта ПЯО-ны ұзақ мерзімді бақыланатын сақтау тұжырымдамасы неғұрлым оңтайлы болып табылады, ол болашақта оны қайта өңдеу және ядролық отын циклінде бөлінетін материалдарды қайта пайдалану мүмкіндігін қамтамасыз ету кезінде бағалы ресурс ретінде қабылданады. Бұл ресурстық әлеуетті толық пайдалануға ықпал ететін болады. Осындай ұзақ мерзімді сақтауды қамтамасыз ету үшін осындай сақтауға арналған контейнерлер ретінде пайдаланылатын материалдардың радиациялық төзімділігі жөніндегі ғылыми негізделген деректер қажет. АЭС-те пайда болатын РАҚ-қа қатысты кәдеге жаратудың әртүрлі нұсқалары да болуы мүмкін, бұл ретте зерттеу нәтижелері Қазақстан Республикасының жағдайлары үшін неғұрлым оңтайлы таңдауға ықпал ететін болады.
Ядролық отын циклінің объектілері қоршаған ортаға көп факторлы әсер етеді, алайда жұртшылықтың жоғары назары радиациялық факторға бағытталған. Бағдарлама шеңберінде АЭС-тің қоршаған ортаға және оны пайдалану кезеңінде өңір халқына ықтимал теріс радиациялық әсерін бағалау үшін адамның алдыңғы қызметіне, оның ішінде қоршаған орта объектілерінде, жергілікті тамақ өнімдерінде, су мен ауада ядролық қаруды сынағаннан кейінгі жаһандық радиоактивті құлдырауларға негізделген негізгі радионуклидтер мазмұнының деректері алынатын болады. Қосымша АЭС-тің штаттық жұмысы кезінде және штаттан тыс және авариялық жағдайлар кезінде радионуклидтердің түсу мүмкіндігін есептеу орындалады, хромосомдық аберрациялардың фондық деңгейі және халық үшін дозаларды бағалау айқындалады. АЭС әсер ету аймағындағы аумақтар мен елді мекендердің радиациялық мониторингі жүйесінің негіздерін құру қорытынды болады, бұл радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету үшін қажетті шарт болып табылады және Қазақстан Республикасының отын-энергетикалық кешенін одан әрі дамытуға ықпал етеді.
Бағдарламаның мақсаты – Қазақстан Республикасында атом электр станциясын құруды және оның қауіпсіз жұмыс істеуін қолдауға арналған ғылыми зерттеулер кешенін жүргізу.
Күтілетін нәтижелері
Тікелей нәтижелер:
1 бағыт бойынша. «Энергетикалық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамаларын зерттеу»:
- Қазақстан Республикасында салуға қаралып отырған энергетикалық реактордың актив аймағының есептік моделі әзірленді;
- әзірленген моделдерді пайдалана отырып реакторды іске қосу бойынша маңызды сипаттамалар есептелді: бірінші отындық жүктеу кезіндегі реактивтілік қоры, реактивтіліктің температуралық коэффициенті, реттеу органдарының тиімділігі, бірінші кампанияның басындағы энергия бөлу өрісі;
- алынған нәтижелердің негізінде реактордың актив аймағының конструкцияларына салынған техникалық шешімдерді талдау орындалды.
2 бағыт бойынша. «Пайдаланылған ядролық отынды және радиоактивті қалдықтарды басқару»:
- сақтау бассейнінде және станция жанындағы қоймада ылғалды және құрғақ сақтау процесінде ПЯО физикалық параметрлерінің есептік деректері алынды;
- АЭС-ті пайдалану процесінде пайда болатын РАҚ-мен жұмыс істеу және көму бойынша ұсыныстар әзірленді;
- коррозиялық процестің есептік модельі әзірленді және ПЯО ұзақ (100 жылға дейін) құрғақ сақтау жағдайында тұрақтандыру пеналдардың материалдарының ресурстық беріктілігі бойынша эксперименттік деректер алынды.
3 бағыт бойынша. «АЭС әсер ету аймағында радиациалық мониторинг жүйесінің негізін әзірлеу»:
- табиғи экожүйелердің объектілерінде (топырақ жамылғысы, өсімдік, жануарлар, ауа бассейні, су объектілері) радионуклидтердің құрамының сандық деректері алынды, жиналу коэффициенті есептелді;
- елді мекендегі радиациялық жағдайды сипаттайтынрадионуклидтердің құрамының (топырақ жамылғысындағы, су бассейніндегі (соның ішінде үй-жайларда), су пайдалану объектілерінде, ауылшаруашылық өнімдеріндегі радионуклидтердің құрамы) сандық деректері алынды, жиналу коэффициенті есептелді;
- биологиялық объектілердің фондық хромосомдық аберрацияларын индикациялау жүргізілді, халыққа арналған дозалық жүктемені бағалау орындалды;
- АЭС әсер ету аймағында радиациялық мониторингті ұйымдастыру және жүргізуге қойылатын негізгі талаптар әзірленді.
Соңғы нәтижесі:
1 бағыт бойынша. «Энергетикалық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамаларын зерттеу»:
Энергетикалық ядролық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамалары бойынша деректер кешені, олардың көлемдік-материалдық сипаттамаларын егжей-тегжейлі моделдей отырып актив аймақтардың есептік компьютерлік моделдері алынатын болады. Актив аймақтың конструкциясына салынған техникалық шешімдерді талдау нәтижелері.
Қазақстан Республикасында құрылыс үшін перспективалы реакторлары бар атом электр станциясын тиімді пайдалану шарттарын талдау үшін жаңа деректерді алудың экономикалық тиімділігі.
Қоршаған орта үшін қауіпсіз АЭС пайдалануға ықпал ететін нәтижелерді алу болып табылатын экологиялық әсер.
Күрделі есептік зерттеулер жүргізу тәжірибесі түріндегі әлеуметтік әсер Қазақстан Республикасының реакторлық ядролық физика саласындағы ғылыми-зерттеу әлеуетін дамытуға, жаңа ғылыми бағыттарды дамытуға, докторанттар мен магистранттар даярлауға серпін берді.
2 бағыт бойынша. «Пайдаланылған ядролық отынды және радиоактивті қалдықтарды басқару»:
Құрғақ және ылғалды сақтау процесінде пайдаланылған ядролық отынның параметрлері; АЭС радиоактивті қалдықтарымен жұмыс істеу технологияларын таңдау жөніндегі ұсынымдар; ПЯО ұзақ уақыт сақтауға арналған контейнерлер материалдарының ресурстық беріктігін анықтауға арналған деректер алынатын болады.
АЭС пайдалану кезінде пысықталатын РАҚ және ПЯО-мен жұмыс істеудің барынша тиімді және экономикалық қолайлы тәсілдерін таңдауға негізделген экономикалық тиімділік.
АЭС-тің жұмыс істеуі кезінде пайда болатын ПЯО және РАҚ-тан радиациялық жүктемені азайту үшін шешімдер әзірлеуден тұратын экологиялық әсер.
Әлеуметтік әсер: жүргізілетін зерттеулер атом энергетикасына сенімнің артуына ықпал етеді, АЭС-тің неғұрлым өткір және қоғамдық маңызы бар проблемасын - радиоактивті қалдықтармен қауіпсіз жұмыс істеуді шешуге өз үлесін қосады.
3 бағыт бойынша. «АЭС әсер ету аймағында радиациалық мониторинг жүйесінің негізін әзірлеу»:
АЭС құрылысы үшін таңдап алынған аумақтың табиғи ортасының негізгі компоненттеріндегі радионуклидтер құрамының деңгейі айқындалатын болады. Табиғи экожүйе объектілерінде зерттелетін радионуклидтердің бөлінуі туралы және АЭС орналасқан ауданда тұратын халықтың ішкі және сыртқы сәулеленуінің күтілетін жылдық тиімді дозасының мәндері туралы ақпарат алынды. АЭС әсер ету аймағындағы аумақтар мен елді мекендердің радиациялық мониторинг жүйесін құру үшін ұсынымдар әзірленді.
Экономикалық тиімділік оның схемасы мен құрамына қойылатын талаптарды нақты тұжырымдауға мүмкіндік беретін және оны болашақта құру кезінде қолданылған шешімдердің артық немесе жеткіліксіз болуына жол бермеуге мүмкіндік беретін АЭС экологиялық мониторингі жүйесін ұйымдастыру мәселесін ғылыми пысықтаудан тұрады.
Экологиялық тиімділік сапалы радиациялық мониторингті қамтамасыз етуге қойылатын ғылыми негізделген талаптарды қалыптастырудан тұрады, ол ықтимал қауіптерді уақтылы тіркеуге және халық пен қоршаған ортаға радиациялық жүктемені төмендете отырып, оларға жедел ден қоюға мүмкіндік береді.
Әлеуметтік әсер: АЭС экологиялық мониторингі жүйесін құру үшін әзірленген ұсынымдар радиациялық ластану қаупін анықтау және оның алдын алу бойынша уақтылы шешім қабылдау есебінен ҚР-да белгіленген нормативтік дозалық жүктемелерді одан әрі көтермеуді қамтамасыз етуге мүмкіндік береді. АЭС әсер ету аймағындағы нақты радиациялық жағдай туралы ақпараттың қолжетімділігі және «ашықтығы» қамтамасыз етілетін болады.
Бағдарламаны іске асыру нәтижесінде қамтамасыз етілетін болады:
ҒЗЖ негізгі нәтижелері
«Қазақстан Республикасында атом электр станциясын құруды және оның қауіпсіз жұмыс істеуін қолдауға арналған зерттеулер» бағдарламасы бойынша жұмыстарды орындау кезінде 2023 жылы келесі маңызды нәтижелер алынды:
1 бөлім «Энергетикалық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамаларын зерттеу» бойынша:
Реактордың әртүрлі үлгілерінің конструкциялық шешімдеріне талдамалық шолу нәтижелері бойынша неғұрлым перспективалы ядролық (энергетикалық) реакторлардың - ВВЭР-1000 және ВВЭР-1200 үлгісіндегі су-су энергетикалық реакторлардың; БН-600 және БН-800 үлгісіндегі шапшаң нейтрондардағы реакторлардың; HTGR-30 үлгісіндегі аз қуатты жоғары температуралы реактордың белсенді аймақтарын компьютерлік модельдеу үшін кіріс деректері жинақталған. Сондай-ақ мейлінше перспективалы ММР конструкциялары қаралды.
Белсенді аймақтың өлшемдік-материалдық құрамының және реакторды жүктеу үшін пайдаланылатын ядролық отын параметрлерінің негізгі деректері қалыптастырылды. Әртүрлі актив аймақтарда қолданылатын материалдардың физикалық және нейтрондық-физикалық қасиеттеріне сипаттама берілді. Келтірілген деректердің саны қаралған реакторлардың актив аймағын модельдеуді орындауға мүмкіндік береді. Компьютерлік модельді нақтылау қосымша элементтерді ескере отырып, жеке твэлдердің қабықтары мен өзектерін модельдеудің 3-D деңгейінде мүмкін болады: қашықтықтағы торлар, твэлдердің және ТВС-тің бүйір бөліктері.
Сондай-ақ компьютерлік модельдерді кейіннен верификациялау үшін деректер қалыптастырылды. Бұл әртүрлі нейтрондық-физикалық параметрлер бойынша модельдеу сапасын бағалауға мүмкіндік береді. Бұл параметрлерге реактордың реактивтілік қоры, реактивтілік коэффициенттері, отын кампаниясының ұзақтығы және басқалар жатады.
2 бөлім «Пайдаланылған ядролық отынды және радиоактивті қалдықтарды басқару» бойынша:
1) Пайдаланылған ядролық отынды және радиоактивті қалдықтарды басқару жөніндегі жұмыстар шеңберінде қолданыстағы АЭС-те радиоактивті қалдықтармен және пайдаланылған ядролық отынмен жұмыс істеу нұсқаларына талдамалық шолу жүргізілді (Ж қосымшасы), Қазақстан Республикасының АЭС кандидаттық ядролық реакторлары үшін ПЯО және РАҚ ықтимал түрлері бойынша деректер қалыптастырылды. ПЯО және РАҚ-пен жұмыс істеу әдістері ІІІ және ІІІ + буынының су-су энергетикалық реакторларына қатысты зерттелді.
Бүгінгі күні неғұрлым кең таралған ашық ЯОЦ жағдайында ПЯО қайта өңделмейді және станциялық бассейндерде аралық ұстаудан кейін АЭС жанында орналасқан арнайы қоймаларға немесе қоймаларға «құрғақ» сақтауға жіберіледі, ол ондаған жылға созылуы мүмкін. ПЯО ұзақ сақталғаннан кейін оны түпкілікті көмуге жіберу көзделеді. Бұл тәсiл қазiргi уақытта Қазақстан Республикасында БН-350 реакторлық қондырғысының ПЯО-на қатысты жүзеге асырылуда, ол станциялық бассейнде ұсталғаннан кейiн КҚК-ге оралған және оны түпкiлiктi кәдеге жарату туралы шешiм қабылданғанға дейiн ұзақ мерзiмдi сақтаудың ашық алаңында орналастырылған. Қазақстанда ПЯО-ны қайта өңдеу бойынша мүмкіндіктердің, сондай-ақ құрылысы техникалық жағынан күрделі, қымбат тұратын және көп жылдық зертханалық зерттеулер жүргізуді талап ететін жоғары активті қалдықтарға арналған қолданыстағы РҚКП-ның болмауына байланысты ағымдағы сәтте ұзақ мерзімді сақтау ПЯО-ға қатысты неғұрлым артықшылықты стратегия болып табылады.
Барлық елдерде жалпы қабылданған қағидаттарға сәйкес РАҚ-пен жұмыс істеу тәртібі ұлттық заңнамамен және халықаралық келісімдермен регламенттелген. РАҚ АЭС-та пайда болғаннан кейін қауіптілік пен экономикалық негізділікті азайту мақсатында оларды ұзақ уақыт сақтау немесе түпкілікті көму алдында бірқатар қайта құру және орын ауыстыру процестеріне ұшырайды. Процестердің бірізділігі әртүрлі болуы мүмкін, бірақ ол РАҚ-ты санаттар бойынша жинауды және сұрыптауды қамтиды; көлемді өңдеу және азайту; ауа баптау; тасымалдау; сақтау немесе көму.
АЭС қалдықтарын өңдеу және баптау әдістері қазіргі уақытта тиімділік пен сенімділіктің жоғары деңгейіне жетті және қалдықтармен жұмыс істеудің бүкіл жүйесінің қауіпсіздігі мен үнемділігін арттыру мақсатында жетілдіруді жалғастыруда.
Соңғы әлемдік үрдістерге сәйкес АЭС жобалау және салу кезінде пайдаланудың бүкіл кезеңі ішінде АЭС-тің экологиялық қауіпсіздігін қамтамасыз ететін қоймалары бар пайда болатын РАҚ қайта өңдеу жөніндегі қондырғылар кешендерімен жарақтандырылады. Кешен құрамына, әдетте, сұрыптау учаскесі, ұсақтау және престеу қондырғылары, СРҚ-ны ион селективті тазарту қондырғысы, өртеу қондырғысы, цементтеу қондырғысы және барлық пайда болатын РАҚ-ты ұзақ уақыт сақтау немесе көму талаптарына жауап беретін кондицияланған жай-күйге көшіруге арналған басқа да жабдық кіреді. АЭС-тегі кондицияланған РАҚ сақтау қоймалары оларды түпкілікті оқшаулау пункттеріне бергенге дейін сақтаудың қауіпсіз шарттарын сақтай отырып, бүкіл пайдалану кезеңінде РАҚ барлық көлемін орналастыруды қамтамасыз етеді.
2) ПЯО радионуклидтерінің герметикалық емес твэлдердің шығуы үшін бірінші кедергі функциясын орындайтын тұрақтандырушы пенал материалдарын реакторлық сәулелендіру іске асырылды.
Тұрақтандырғыш пеналдар үшін конструкциялық материал ретінде 12Х18Н10Т болат таңдалып алынды, ол БН-350 реакторының герметикалық емес твэлдерін орау кезінде пайдаланылған. Жұмыстың осы кезеңінде:
Сәулеленген болаттың алынған үлгілері күйдіру, тұрақтандырушы пенал материалының пайдалану сипаттамаларының өзгеруіне сәулеленудің әсерін зерттеу (физикалық-механикалық қасиеттері мен құрылымдық-фазалық жай-күйі) және тұрақтандырушы пенал материалдарының коррозиялық және ресурстық беріктігін анықтау үшін қолданылатын болады.
3 бөлім «АЭС әсер ету аймағында радиациалық мониторинг жүйесінің негізін әзірлеу» бойынша:
1) АЭС атмосфералық шығарындыларын сипаттайтын көп жылдық деректерді талдау негізінде негізгі радионуклидтер - жиынтық белсенділікке салымшылар айқындалды. Уақыт өте келе бақыланатын радионуклидтердің тізбесі ұлғаю жағына қарай өзгергені анықталды. Уақыт өте келе бақыланатын радионуклидтердің тізбесі ұлғаю жағына қарай өзгергені анықталды. Мысалы, радиоэкологиялық маңызы бар 14C және 3H радионуклидтерінің құрамындағы шығарындылар 2018 жылдан кейін ғана көптеген АЭС үшін анықтала бастады. Тестілік есептеулер нақ осы радионуклидтер АЭС орналасқан өңірлердегі халыққа дозалық жүктемеге негізгі үлес қоса алатынын көрсетті. Радиоактивті ластанудың «нөлдік» фонын бағалау кезінде анықталуы қажет радионуклидтердің тізбесі анықталды: табиғи (40K, 238U, 226Ra, 232Th, 222Rn) және техногендік (90Sr, 137Cs, 3H, 14C) радионуклидтер. Осы радионуклидтердің құрамын бағалауға жататын табиғи экожүйе объектілеріне топырақты, суды, атмосфералық ауаны, өсімдіктер мен жануарлар дүниесін жатқызу қажет. Табиғи экожүйе объектілерінде АЭС жұмысы процесінде пайда болатын радионуклидтер деректерінің мазмұнын анықтау үшін әдістемелерге шолу жасалды.
2) АЭС-ті қалыпты пайдаланған кезде немесе авариялық жағдайда Халыққа және персоналға радиациялық жүктемені айқындау әдістемесі бойынша ұсынымдарға шолу жүргізілді. АЭС-тің штаттық (RESRAD, CROM, PC-CREAM 08®, ESTE Annual Impacts, РОМ) және авариялық (ESTE, НОСТРАДАМУС, RECASS, RODOS) шығарындылары кезінде сәулеленудің әртүрлі жолдары бойынша халыққа дозалық жүктемелерді болжау үшін есептік құралдардың негізгі сипаттамалары, функциялары, артықшылықтары мен кемшіліктері қаралды. Модельдің түрі, кіріс және шығыс деректері, қолдау көрсетілетін платформалар, лицензия түрі және т.б. сияқты бағдарламалық құралдардың сапасы мен тиімділігін бағалауға болатын критерийлер бөлінген. Зерттеу критерийлеріне сәйкес келетін топтың бас іріктемесін қалыптастыру үшін Алматы облысы Жамбыл ауданы Үлкен ауылдық округінің жалғыз әкімшілік бірлігі - Үлкен ауылы елді мекені анықталды. Халыққа және АЭС персоналына радиациялық жүктемені айқындау әдістемесі - флуоресценттік in situ будандастыру (FISH) әдістемесі, АЭС құрылысы жоспарланатын өңірдегі тұрақты хромосомдық аберрациялардың фондық деңгейін айқындау үшін пайдаланылатын молекулярлық-цитогенетикалық әдіс анықталды, оған зерттеуге қатысу үшін ақпараттық келісім және сауалнама критерийлері әзірленді.
Жұмыстардың нәтижелері бойынша 2023 жылы «Импульсті графитті реактор: твэлдер мен ЖБҚ сынау үшін пайдалану және қолдану тәжірибесі» монографиясы жарияланды, онда ИГР негізгі сипаттамалары берілді, Қазақстанда салу үшін перспективалы ретінде қарастыруға болатын жаңа ядролық энергнтикалық реакторлардың қауіпсіздігін негіздеуге зерттеуді қолдаға оны пайдалану және қолданудағы тәжірибесі қорытындыланды. Сондай-ақ, осы бағдарлама бойынша орындалатын ҒЗЖ шеңберінде пайдаланылған ядролық отынның әртүрлі түрлерін, оның ішінде игерілген ядролық отынның жоғары байытылған зерттеулері негізінде жұмыс істеу және қайта өңдеу технологияларының негіздемесінде зерттеулер жүргізілетін болады.
ҒЗЖ кейьір материалдары 2023 жылы 14-17 қараша аралығында Ресейдің Мәскеу қаласында өткен «Ядролық энергнтиканың инновациялық жобалары мен технологиялары» VI Халықаралық ғылыми-практикалық конференциясында сынап көрілді.
2024 жылы бағдарлама бойынша жұмыстарды орындау кезінде келесі маңызды нәтижелер алынды:
"Энергетикалық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамаларын зерттеу" 1-бөлімі бойынша:
MCNP көп мақсатты бағдарламасын пайдалана отырып, ВВЭР-1000, EPR, APR-1400 және ВТГР реакторларының модельдері жасалды. Үлгілерді жасау кезінде реактордың белсенді аймағы мен басқа да негізгі компоненттерінің күрделі геометриясы мен композициясы жаңғыртылды, бұл реактордың жұмысына әсер ететін нейтрондық-физикалық қасиеттерін дәл имитациялауға мүмкіндік берді. Әзірленген есептік модельдер күрделі жағдайларды есептеуді, реттеуші өзектердің, актив аймақтың температурасының өзгеруі бойынша кері байланыстардың әсерін және жылу тасығыштағы бор концентрациясын есептеуді қоса алғанда көбею коэффициентінің нейтронды-физикалық есептеулерін орындау кезінде қанағаттанарлық дәлдікті көрсетті. Верификация қаралған актив аймақтарды модельдеу дұрыстығын растайды, бұл алынған деректерді осы ядролық реакторлардың сипаттамаларын зерттеу үшін, оның ішінде реакторларды пайдалануды оңтайландыру және олардың қауіпсіздігін арттыру үшін пайдалануға мүмкіндік береді.
"Пайдаланылған ядролық отын мен радиоактивті қалдықтарды басқару" 2-бөлімі бойынша:
ПЯО-ны станция жанындағы қоймада отынды ұстау және ұстау бассейнінде сақтау тұжырымдамасы сипатталды, EPR-1200 және ВТГР реакторларының актив аймақтары отынының негізгі сипаттамалары берілген, станция жанындағы қоймада және ұстау бассейнінде ылғалды және құрғақ сақтау кезінде осы реакторлардың ПЯО нейтронды-физикалық сипаттамаларының есептік деректері алынған. Бор карбидінен жасалған қондырмасы бар борланған болаттан жасалған тіреулерді пайдалана отырып, ұстау бассейнінде сақтау шартымен EPR-1200 реакторының таза отыны (235U бойынша 3,25% байыту) және ВТГР ПЯО үшін kэф мәні тиісінше 0,94 және 0,39 аспайтыны анықталды. Бассейнде судың төмендеуі немесе болмауы кезінде сындылық сақтау орнын қауіпсіз пайдалану деңгейінде (kэф < 0,95) қалады. Құрғақ сақтау кезіндегі есептеулер EPR ПЯО үшін (қалыпты жағдайларда) kэф ≤ 0,29, ал суландыру жағдайында (авариялық жағдайлар) - kэф ≤ 0,73 екенін көрсетті. ПЯО-ны құрғақ сақтау жағдайларында жеке КҚК-де ВТГР-8 да, КҚК массиві үшін де кэф мәні 0,56-дан аспайды. Алынған нәтижелер нормативтік шектен едәуір төмен - 0,95, бұл ылғалды және құрғақ сақтау жағдайларында әртүрлі үлгідегі реакторлардың ПЯО қауіпсіз сақтау көрсеткіші болып табылады.
ПЯО сақтауға арналған контейнерлер материалдарының ресурстық беріктігін эксперименттік зерттеулер шеңберінде тұрақтандырушы пенал материалының (болат 12Х18Н10Т) пайдалану сипаттамаларының өзгеруіне сәулеленудің әсері зерттелді. Болат 12Х18Н10Т сәулеленген және сәулеленбеген үлгілерінің микростурктурасы мен текстурасын зерттеу сәулеленген үлгілердің көлденең қимасында түйіршіктердің мөлшерінің аздап азаюы байқалатынын көрсетті, бұл микроструктураның барлық бағыттарда тегістелгенін көрсетеді. Сәулелену деформациялық жолақтардың пайда болуына және құрылымның ақаулығының ұлғаюына әкеледі және материалдың механикалық қасиеттерінің нашарлауына әкелуі мүмкін. Үлгілердің сәулеленуі олардың микроқаттылығының артуына әкелді, бұл ақаулардың (дислокациялардың) жинақталуынан және түйіршіктердің арасындағы өзара іс-қимылдың күшеюінен туындаған радиациялық беріктікке байланысты болуы мүмкін. Сәулелену нәтижесінде тұрақтандырғыш пенал материалының иілгіштігі »35 % -ға, беріктігі »1 % -ға төмендеді. Ұзақ температуралық әсер ету жағдайларында сәулеленген аустенитті хромоникелді болаттың қасиеттерін болжауға тәсіл әзірленді. Хромоникель болат қаттылығының температураның өзгеруін және дәстүрлі термиялық әсердің ұзақтығын сипаттайтын тәуелділіктер анықталды, бұл энергетикалық реакторлардың ПЯО ұзақ уақыт құрғақ сақтау кезінде кедергілік материалдардың механикалық қасиеттерінің эволюциясын болжауға мүмкіндік береді.
3-бөлім бойынша "АЭС әсер ету аймағында радиациялық мониторинг жүйесінің негіздерін әзірлеу":
АЭС-ті болжамды орналастыру аумағындағы табиғи экожүйелер объектілерінде радионуклидтер құрамының бастапқы мөлшерлік деректері алынды. Жер жамылғысының жоғарғы қабатындағы құрамы: 40К – 1900±400 Бк/кг дейін, 232Th – 96±19 Бк/кг дейін, 238U – 160±30 Бк/кг дейін, 137Cs – 17±3 Бк/кг дейін, 210Pb – 100±20 Бк/кг дейін, 90Sr – 7,7±1,3 Бк/кг дейін, 3H (байланысты түрінде) (1900±300) Бк/кг дейін, 3H (бос суда) (53000±8000) Бк/кг дейін. Топырақтағы 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu және 155Eu радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен. Өсімдік жамылғысындағы радионуклидтердің мөлшері: 40К – 900±180 Бк/кг дейін, 232Th – 6,4±1,3 Бк/кг дейін, 238U – 20±4 Бк/кг дейін, 241Am – 2,6±0,5 Бк/кг дейін, 137Cs – 1,0±0,2 Бк/кг дейін, 210Рb – 39±8 Бк/кг дейін, 212Рb – 38±8 Бк/кг дейін, 3H (бос суда) 14±2 Бк/кг дейін.өсімдіктердегі 235U, 14С, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu және 214Pb радионуклидтердің мөлшері анықтау шегінен төмен. Түптік шөгінділердегі радионуклидтердің меншікті белсенділігі: 40К – 710±140 Бк/кг дейін, 238U – 133±27 Бк/кг дейін, 226Ra – 40±8 Бк/кг дейін, 137Cs – 15±3 Бк/кг дейін, 210Pb – 118±23 Бк/кг дейін, 3H (бос суда) 350±50 Бк/кг дейін. Түптік шөгінділердегі 235U, 14С, 241Am, 60Co және 152Eu радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен. Судағы 137Cs, 90Sr, 14C және 3H радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен. Белгіленген мөлшерлік мәндер АЭС орналасқан жердің географиялық және климаттық ерекшеліктерін ескере отырып, одан әрі анықтау үшін ұсынылады.
Елді мекендегі радиациялық жағдайды сипаттайтын радионуклидтер құрамының бастапқы мөлшерлік деректері алынды. Топырақ жамылғысының беткі қабатындағы құрамы: 40К - 900±180 Бк/кг-ға дейін, 232Th - 62±12 Бк/кг-ға дейін, 238U - 61±16 Бк/кг-ға дейін, 137Cs - 21±4 Бк/кг-ға дейін, 210Pb - 120±20 Бк/кг-ға дейін, 90Sr - 10±2 Бк/кг-ға дейін, 3H (бос суда) - 40±6 Бк/кг-ға дейінгі мәнді құрады. Топырақтағы 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu және 155Eu радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен. Судағы 137Cs, 90Sr, 14C және 3H радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен (90Sr меншікті белсенділігінің (3,0±1,0)×10-2 Бк/кг жалғыз мөлшерлік мәнін қоспағанда). Өсімдік шаруашылығы өніміндегі радионуклидтердің құрамы: 40К - 1200±200 Бк/кг-ға дейін, 232Th - 2,8±1,3 Бк/кг-ға дейін, 137Cs - 0,19±0,09 Бк/кг-ға дейін, 210Pb - 6,2±3,1 Бк/кг-ға дейінгі мәнді құрады. Өсімдіктердегі 238U, 235U, 14С, 3H, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 212Pb және 214Pb радионуклидтерінің құрамы анықтау шегінен төмен. Балық сынамаларының құрамы: 40К - 130±20 Бк/кг-ға дейін, 137Cs - 0,14±0,03 Бк/кг-ға дейін, 3H - 8,4±1,4 Бк/кг-ға дейін. Балықтағы 232Th, 238U, 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu және 210Pb радионуклидтерінің мөлшері анықтау шегінен төмен. Биологиялық объектілердің хромосомалық аберрацияларын бағалау жүргізілді. Әдеттегі кариотиптеу әдісімен перифериялық қан лимфоциттерін культивациялау жүргізілді, 47439 метафаза жасушалары талданды. Хромосомалық аберрацияның фондық жиілігінің аралық нәтижелері 1000 метафаза жасушасына 0-ден 5,08 - ге дейін құбылады. Есептік құралдар кешенін пайдалана отырып, АЭС штаттық және авариялық шығарындыларының сипаттамалары негізінде халыққа түсетін дозалық жүктемелерді болжау бойынша ұсынымдар беру үшін реакторлардың әртүрлі типтеріне бағалау жүргізілді (ВВЭР-1200, HPR-1000 және APR-1400). Нәтижелер жоспарланған штаттық шығарындылар мен төгінділер туралы деректер негізінде есептелген халыққа дозалық жүктемелердің барлық мәндері белгіленген халықаралық және ұлттық қауіпсіздік шегінен айтарлықтай төмен екенін көрсетті. APR-1400 реакторының авариялық жағдайында аумақтың радиоактивті ластануы халықтың сәулеленуінің едәуір дозаларының қалыптасуына алып келеді. Авариялық доза шегінен асып кету жедел және ұзақ мерзімді қорғаныс шараларын (эвакуация және қоныс аудару) қажет етеді. ВВЭР-1200 үшін болжамды есептеулердің нәтижелері максималды жобалық және жобалық авариялар кезінде APR-1400 реакторының авариялық сценарийлерімен салыстырғанда халыққа түсетін радиациялық жүктемесі айтарлықтай төмен екенін көрсетеді. Халыққа дозалық жүктеме шекті мәннен 50 мЗв аспайды, бұл ластанған аумақтан халықты эвакуациялаудың қажеті жоқ екенін білдіреді.
Халықаралық тәсілдер, атап айтқанда АЭС-ті жоспарлы орналастыру аймақтарында бастапқы мониторингілеуді ұйымдастыру принципті мен әдістері қарастырылды. АЭС-ті орналастыру ауданының табиғи-техногендік жағдайларының ерекшеліктеріне байланысты байқалатын параметрлердің тізбесі айқындалды. Желі элементтері (амбиентті доза қуатын өлшеу орындары, экологиялық полигондар, бақылау пункттері және фермалар) кәсіпорынның репрезентативті адамға әсерін бағалауды растайтын немесе оны нақтылауға мүмкіндік беретін жерлерде таңдалуы керек екендігі анықталды. Әртүрлі экологиялық объектілердің сынамаларын табиғи орта объектілерінде: топырақта, өсімдіктерде, жануарларда радионуклидтер концентрациясының өзгеру үрдістерін байқауға және өзара байланыс орнатуға болатындай етіп іріктеп алу керек. Мониторингілеу орындары метеорологиялық факторларды, жерді ағымдағы және болашақ пайдалануды, ауыл шаруашылығы тәжірибесін, топырақ және гидрологиялық қасиеттерін ескере отырып таңдалатын болады. Мониторингілеу радионуклидтердің максималды жауын-шашыны күтілетін аймақтарда, сондай-ақ бақылау ретінде қызмет ете алатын жауын-шашын болмайтын аудандарда жүргізіледі.
2025 жылы бағдарлама бойынша жұмыстарды орындау кезінде келесі маңызды нәтижелер алынды:
"Энергетикалық реакторлардың перспективалық жобаларының ядролық-физикалық сипаттамаларын зерттеу" 1-бөлімі бойынша:
Перспективада Қазақстан Республикасында салынуы мүмкін энергетикалық реакторларға шолу жүргізілді. Жоба шеңберінде одан әрі жұмыс істеу үшін әртүрлі халықаралық консорциумдардан төрт реактор таңдалды. APR-1400 кодын және ENDF/B-VII.0 ядролық деректер кітапханасын пайдалана отырып, нейтрондық-физикалық есептеулер жүргізу үшін ВВЭР-1000, MCNP6, EPR және HTGR реакторларының белсенді аймақтарының модельдері әзірленді. Модельдер энергетикалық реакторлардың активті аймақтары туралы қол жетімді жарияланған деректер негізінде құрылған. Белсенді аймақтың барлық геометриялық параметрлері, құрамы және отын мен конструкциялық материалдардың байытылуы ескерілді. Активті аймақтар моделін нақтылау активті аймақтың келесі материалдарының құрылымын ескереді: өзектен, қабықтан, бастан, құйрықтан тұратын және газ қуысы бар твэлдер; өзекшеден және олардың арасындағы газ саңылауы бар қабықтан тұратын басқару өзектері; басқару өзектеріне және белсенді аймақта герметикалық түтіктер болып табылатын басқару жүйесінің датчиктерін орналастыруға арналған бағыттаушы түтіктер; жылу жеткізгішінің қозғалыс қуысы жоғарыда көрсетілген барлық элементтердің орналасуын ескереді; қосымша конструкциялық материалдар реактордың түріне байланысты үлгіленеді.
Модельдерді пайдалана отырып, активті аймақтың берілген композициясы кезінде пайдаланудың әртүрлі кезеңінде реттеуші органдар мен жылу тасымалдағыштың реактордың әртүрлі параметрлеріне әсерін есептеуге болады. Мұндай параметрлер қатарына келесілер кіреді: реактивтілік қоры, қуатты активті аймақтың көлемі бойынша бөлу, ҚБЖ органдарының реттеу сипаттамасы және авариялық қорғау тиімділігі, су реакторлары үшін бор реттеуінің тиімділігі.
Нейтрондардың көбею коэффициентін, 235U-ның жану динамикасын, плутонийдің жинақталуын және ядролық улардың (135Xe, 149Sm) пайда болуын есептеу нәтижелері әдеби деректермен жақсы сәйкес келетінін көрсетті және модельдеу дұрыстығын растады. Осылайша, энергетикалық реакторлардың активті аймақтарының әзірленген модельдері ядролық отынның бастапқы жүктемесіне және реактор қуатының уақытша диаграммасына байланысты отын композициясын бағалау үшін пайдаланылуы мүмкін. Бұл энергетикалық реактор науқанын жоспарлау кезінде ядролық отынды тиімді пайдалануды қамтамасыз ету және пайдаланылған ядролық отынның құрамын бақылау үшін ерекше маңызды.
Алынған нәтижелер әзiрленген үлгiлердiң жоғары сенiмдiлiгiн және отын циклiн талдау, бөлiнетiн материалдардың ұдайы өндiрiлуiн зерттеу және бөлу өнiмдерiнiң реактивтiлiкке әсерiн бағалау үшiн оларды қолдану мүмкiндiгiн куәландырады. Модельдер перспективалы реакторлардың нейтрондық-физикалық сипаттамаларын одан әрі зерттеу, олардың жұмысын оңтайландыру және Қазақстан Республикасында атом электр станциясының қауіпсіз жұмыс істеуін ғылыми негіздеу кезінде пайдаланылуы мүмкін.
"Пайдаланылған ядролық отын мен радиоактивті қалдықтарды басқару" 2-бөлімі бойынша:
АЭС пайдалану кезінде пайда болатын қатты және сұйық РАҚ қайта өңдеу және көму технологиясының негіздерін әзірлеу шеңберінде қалдықтарды жіктеу, алдын ала өңдеу, РАҚ қайта өңдеу, ауа баптау, сақтау және көму сияқты кезеңдерді қамтитын РАҚ-пен жұмыс істеудің жалпы тұжырымдамасы белгіленді.
Ауа баптау (иммобилизациялау) кезеңі үшін цемент матрицасы ұсынылды, оның құрамы ҚР ҰЯО РМК АЭИ филиалында әзірленді. Матрицаның радионуклидтерді шаймалауға беріктігі мен төзімділігін бағалау жүргізілді. Матрицаның екі құрамының беріктілік параметрлері (қысуға) белгіленген критерийлерден асады және 15,3 ± 1,3 МПа және 18,2 ± 0,9 МПа мәндері бар. 129I, 235U, 137Cs радионуклидтерінің шаймалану жылдамдығының параметрлері өте төмен: жылжымалы радионуклидтің шаймалану жылдамдығы - шекті шамадан екі реттен төмен 137Cs және ~ 6,16 × 104 ppb құрайды, ал қалғандарында айтарлықтай төмен - 129I үшін шамамен 0,35 ppm және 235U үшін 6-19 ppb.
Тұрақтандырғыш пенал материалдарының коррозиялық және ресурстық төзімділігін зерттеу шеңберінде 12Х18Н10Т сәулеленген аустениттік болат үлгілерін коррозиялық жарылуға төзімділікке сынау әдістемесі әзірленді және 100 сағат ішінде аргон мен су буы ортасында 500°С температурада оксидті қабыршақтың пайда болуы бойынша эксперименттік деректер алынды.
Ылғалды аргондағы судың радиолизі, тотығу және тотықты пленканың өсуі, радиациялық-индукциялық ақаулардың әсері ескерілетін коррозиялық процестің есептік моделі құрылды. Есептік модельді пайдалана отырып, тұрақтандырушы пеналдар материалдарының ресурстық беріктігін 100 жылға болжамды бағалау және оны ұзарту бойынша ұсынымдар жасалды.
3-бөлім бойынша "АЭС әсер ету аймағында радиациялық мониторинг жүйесінің негіздерін әзірлеу":
АЭС болжамды орналастыру аймағындағы табиғи экожүйелер объектілерінде радионуклидтер құрамының мөлшерлік деректері алынды. Судағы 137Cs, 90Sr, 239+240Pu, 14C және 3H меншікті белсенділігі анықтау шегінен төмен. Ауадағы 239+240Pu көлемдік белсенділігі 1,0×10-2 Бк/м3 дейін жетеді, 137Cs және 241Am – анықтау шегінен төмен (6 н. 241Am (2,6×10-5 Бк/м3) қоспағанда). Топырақтағы құрамы: 40K - 770 Бк/кг дейін, 232Th - 50 Бк/кг дейін, 226Ra - 84 Бк/кг дейін, 238U - 40 Бк/кг дейін, 210Pb - 100 Бк/кг дейін, 137Cs - 18 Бк/кг дейін, 90Sr - 7,7 Бк/кг дейін, 3Н дейін (бос 27 Бк/кг дейін, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н дейін (байланысқан түрде) – мөлшерлік анықталмаған. Түптік шөгінділердегі құрамы: 40K - 1040 Бк/кг дейін, 232Th - 70 Бк/кг дейін, 238U - 230 Бк/кг дейін, 226Ra - 40 Бк/кг дейін, 210Pb - 118 Бк/кг дейін, 137Cs - 15 Бк/кг дейін, 90Sr - 2,5 Бк/кг дейін, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н (байланысқан және бос суда) – мөлшерлік анықталмаған. Өсімдіктердегі құрамы: 40K - 1630 Бк/кг дейін, 232Th - 6,5 Бк/кг дейін, 238U - 3,2 Бк/кг дейін, 241Am - 2,6 Бк/кг дейін, 137Cs - 1 Бк/кг дейін, 210Pb - 31 Бк/кг дейін, 3Н (бос суда) 28 Бк/кг дейін, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н (органикалық құрауышта) – мөлшерлік анықталмаған. Жер үсті өсімдіктеріне арналған радионуклидтердің жинақталу коэффициенттері: 40К Жк – 0,77, 232Th Жк – 0,081, 226Ra Жк – 1,2, 238U Жк – 0,2, 137Cs Жк – 0,27; су өсімдіктері үшін: 40К Жк – 1,1, 232Th Жк – 0,10, 210Pb Жк – 0,092. Радионуклидтердің құрамының және Жк-нің белгіленген мөлшерлік мәндері АЭС-ті орналастыру орнын мониторингілеу кезінде одан әрі пайдалану үшін ұсынылады.
Зерттеулер негізінде елді мекендердегі радиациялық жағдайды сипаттайтын радионуклидтер құрамының мөлшерлік деректері алынды. Өсімдік шаруашылығындағы радионуклидтердің мөлшері: 40К - 1200 Бк/кг дейін, 232Th - 2,8 Бк/кг дейін жетеді, 137Cs - 0,19 Бк/кг дейін, 210Pb - 6,2 Бк/кг дейін, 238U, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu және 154Eu – мөлшерлік анықталмаған. Мал шаруашылығы өнімдеріндегі радионуклидтердің мөлшері: 40К - 130 Бк/кг дейін, 232Th - 1,1 Бк/кг дейін, 238U - 5 Бк/кг дейін, 137Cs - 0,8 Бк/кг дейін, 210Pb - 0,5 Бк/кг дейін, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu және 154Eu – мөлшерлік анықталмаған. Балықтағы радионуклидтердің мөлшері: 40К - 130 Бк/кг дейін, 137Cs - 19 Бк/кг дейін, 90Sr - 0,27 Бк/кг дейін, 3H (НТО түрінде) 8,9 Бк/л дейін, 232Th, 238U, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 210Pb, 239+240Pu және 14C - мөлшері анықталмаған. Топырақтағы құрамы: 40K - 900 Бк/кг дейін, 232Th - 62 Бк/кг дейін, 238U - 79 Бк/кг дейін, 210Pb - 120 Бк/кг дейін, 137Cs - 21 Бк/кг дейін, 90Sr - 10 Бк/кг дейін, 3Н (бос суда 40 Бк/кг) дейін; 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н (байланысқан түрде) шоғырлануы - барлық зерттелген елді мекендерде мөлшерлік түрде анықталмаған. Судағы 137Cs, 90Sr, 239+240Pu, 14C және 3H су объектілерінің құрамы, сондай-ақ ауадағы 241Am, 137Cs, 90Sr және 239+240Pu көлемдік белсенділік мәндері - мөлшерлік түрде анықталмаған. Тұрғын үйлердегі радонның ЭТКБ өлшеу нәтижелерінің ауқымы – 3-тен 29 Бк/м3-ге дейін, әкімшілік ғимараттардың орынжайларында – 5-тен 29 Бк/м3 дейін, тұрғын үйлердегі радонның КБ – 21-ден 92 Бк/м3 дейін, әкімшілік ғимараттардың орынжайларында – 18-ден 28 Бк/м3 дейін. Үлкен ауылының 49 тұрақты тұрғынын (128294 метафазалық жасуша) зерттеу деректері негізінде 254 тұрақсыз хромосомалық аберрация анықталды, бұл 1000 жасушаға шаққанда 1,98±0,16 орташа жиілікке сәйкес келеді. Табиғи және жасанды радионуклидтерден адамға түсуі күтілетін жылдық тиімді дозаның мәні, Құйған, Шығанақ және Үлкен елді мекендерінің аумағында тұрған кезде регламенттеуші нормативтерден аспайды.
АЭС әсер ету аймағында радиациялық мониторингті ұйымдастыруға және жүргізуге қойылатын негізгі талаптар тұжырымдалған. АЭС әсер ету аймағындағы радиациялық мониторинг жүйесі қоршаған ортаның барлық компоненттерін қамтитын және радиациялық жағдайды үздіксіз бақылауды қамтамасыз ету үшін кешенді болуы керек екені анықталды. Деректерді нақты уақыт режимінде беру және Ұлттық радиациялық мониторинг жүйесіне интеграциялау мүмкіндігімен бақылаудың автоматтандырылған желісін құруды көздеу қажет. Бақылау бағдарламалары халықаралық практикамен салыстыруды қамтамасыз ете отырып, МАГАТЭ, ICRP, UNSCEAR, ISO және ДДҰ құжаттарының талаптарына сәйкес болуы тиіс. Ортаның бастапқы сипаттамаларын белгілеу үшін АЭС құрылысы басталғанға дейін ұзақ мерзімді фондық экологиялық зерттеулер жүргізу қажет. Мониторингілеуді ұйымдастыру жел режимдерін, гидрогеология мен сейсмикалықты қоса алғанда, Қазақстан өңірінің табиғи-климаттық және геологиялық ерекшеліктерін ескеруі тиіс. Ықтимал оқиғалардың салдарын барынша азайту үшін ерте хабарлау және авариялық ден қою жүйесін енгізу қажет.
Осылайша, 2023-2025 жылдары бағдарламаның міндеттерін іске асыру қорытындылары бойынша: 32 ғылыми мақала, оның ішінде 13 мақала – WEB of Science деректер базасында импакт-фактор бойынша 1 (бірінші), 2 (екінші) квартилге кіретін және (немесе) деректер базасында citescore бойынша процентилі бар рецензияланатын ғылыми басылымдарда жарияланды Scopus кемінде 50 (елу), 19 мақала – ғылым және жоғары білім саласындағы сапаны қамтамасыз ету комитеті (КОКНВО) ұсынған журналдарда; қазақстандық баспаларда 5 монография. "Ұлттық зияткерлік меншік институты"РМК-да тіркелген 7 Зияткерлік меншік объектісі (өнертабысқа өтінімді қоса алғанда) алынды.
Осы бағдарлама бойынша зерттеу тобына: 2 ғылым докторы, 2 ғылым кандидаты, 12 PhD, 2 профессор, 9 қауымдастырылған профессор, 2 докторант және 5 магистрант кіреді, олардың 2-уі магистр академиялық дәрежесін бере отырып, магистрлік диссертацияларды сәтті қорғады.