Проблема безпеки атомної енергетики виникла одночасно з появою самої атомної енергетики. Аварія на Чорнобильській АЕС і катастрофа на японській станції "Фукусіма-1" не тільки підтвердили, але і підсилили актуальність цієї проблеми практично в глобальному масштабі не залежно від держави, рівня науково-технічного забезпечення експлуатації підприємств  цієї галузі.

Корпуси реакторів (КР) енергоблоків ВВЕР-1000 АЕС – вертикального типу, мають значні вертикальні розміри. Такі внутрішньокорпусні елементи реактора, як  шахта виймальна (ШВ) та паливні збірки, кріпляться лише у верхніх їхніх частинах, виймаються та опускаються вертикально. Тому дуже важливим є реальний нахил корпуса реактора, який завжди присутній, хоча і має, зазвичай, невеликі значення в соті долі градуса. Є декілька причин появи нахилу корпуса. Основні: похибки монтажу і "падіння" будівлі АЕС в результаті просадки ґрунту.

В повідомленні розглянуте питання визначення критичного кута нахилу КР. Це буде вхідна інформація при проведенні у подальшому аналізу напружено-деформованого стану ШВ у робочому положенні у випадку критичного відхиленні КР від вертикалі порівняно з відсутністю нахилу.

Розглядали 1-й енергоблок Запорізької АЕС. Критичний кут нахилу КР визначається із умови безпроблемного проведення операцій опускання ШВ у КР. ШВ та внутрішня порожнина КР мають циліндричні обриси із виступами та різними діаметрами. Тому при опусканні можливі 16 ситуацій геометричного перекосу, які умовно можна поділити на два типи: "довге в короткому" та "коротке в довгому". Для кожної ситуації визначали максимальний кут взаємного відхилення. При мінімальному з них ШВ при опусканні встає у КР без загрози заклинювання. Це і є критичний кут вертикального відхилення КР. Як виявилося, він дорівнює 0.0668 градусів. На діаметрі головного роз’єму КР він дає горизонтальне відхилення 5.33 мм.