Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Кримінологічний аналіз злочинів у сфері ядерної та радіаційної безпеки","authors":"Yu. Turlova, А. Ternavska, L. Kozliuk, А. Nersesian, S. Polishchuk","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).01","url":null,"abstract":"Стаття містить аналіз стану злочинів у сфері ядерної та радіаційної безпеки в Україні протягом 2002–2022 років і розрахунок відповідних кримінологічних показників, що відображають їх рівень, динаміку та структуру. \u0000З’ясовано загальну кількість облікованих злочинів досліджуваної категорії (821 злочин) та їх середньорічне значення (39 злочинів), середнє значення питомої ваги в загальній структурі злочинності (0,009 %). Розраховане значення середнього темпу приросту злочинів у сфері ядерної та радіаційної безпеки (1,8 %). Використовуючи поліноміальну функцію 6-го порядку побудовано тренд, що описує динаміку досліджуваних злочинів. Обрана модель з достатньою точністю відображає тенденцію розвитку процесу (коефіцієнт детермінації R2 = 0,8517) та дозволяє виявити хвилеподібні зміни в кількості облікованих злочинів на фоні загальної повільної тенденції до їх зростання. Проведення структурного аналізу злочинів у сфері ядерної та радіаційної безпеки в Україні дозволило з’ясовати питому вагу кожного окремого виду злочину в загальній структурі. Встановлено, що найбільш поширеними злочинами цієї категорії є порушення вимог режиму радіаційної безпеки (ст. 2671 Кримінального кодексу України) – 56,8 %; незаконне поводження з радіоактивними матеріалами (ст. 265 Кримінального кодексу України) – 29,4 %; порушення правил поводження з вибуховими, легкозаймистими та їдкими речовинами або радіоактивними матеріалами (ст. 267 Кримінального кодексу України) – 12,3 %. Виявлення інших видів злочинів досліджуваної категорії, а саме незаконне виготовлення ядерного вибухового пристрою чи пристрою, що розсіює радіоактивний матеріал або випромінює радіацію (ст. 2651 Кримінального кодексу України), та порушення правил ядерної або радіаційної безпеки (ст. 274 Кримінального кодексу України), має одиничний характер. \u0000Наукова новизна одержаних результатів полягає в тому, що в статті вперше здійснено кримінологічний аналіз злочинів у сфері ядерної та радіаційної безпеки як окремого виду злочинів. На основі авторського розуміння сутності цієї категорії злочинів розраховано відповідні показники, надано опис і кримінологічну інтерпретацію стану досліджуваних злочинів протягом 21-річного періоду. Проведений аналіз має самостійне значення як для наукової, так і правозастосовної діяльності, створює відповідну базу для інформаційного забезпечення протидії зазначеним злочинам, насамперед для чіткого уявлення щодо сучасного стану цього феномену, та є необхідною передумовою розроблення відповідної системи кримінально-превентивних специфікованих заходів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"45 3","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140232483","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Термодинамічні аспекти поведінки негерметичного твела під час роботи реакторної установки на потужності","authors":"V. Bogorad, O. Slepchenko, R. Chanyshev, T. Lytvynska, D. Bielykh, V. Poludnenko","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).07","url":null,"abstract":"Проблема експлуатації паливних збірок з негерметичними твелами полягає в тому, що під час маневрування потужністю спостерігається швидке зростання активності деяких газоподібних радіонуклідів у теплоносії. Причому таке зростання спостерігається як під час зростання потужності, так і за її зниження. Зростання активності деяких газоподібних радіонуклідів у теплоносії під час зростання потужності пояснюється зростанням температури під оболонкою твелів, яке спричиняє зростання тиску і, як наслідок, викид частини газового зазору в теплоносій. Зростання активності газоподібних радіонуклідів у теплоносії під час зниження потужності прийнято називати «спайк-ефектом». У наявній на сьогодні науковій літературі є деякі тлумачення такого явища, які пов’язують «спайк-ефект» як зі зниженням тиску в теплоносії, так і з розкриттям пор на поверхні палива внаслідок появи деформації самих таблеток. \u0000З огляду на те, що маневрування потужністю стає фактично регламентною операцією, а додатковий радіаційний вплив, пов'язаний з маневруванням у разі знаходження в активній зоні негерметичних твелів, достеменно не вивчено, причини і сутність «спайк-ефекту» отримали нову актуальність. Тому автори статті повернулись до розгляду цього явища. У статті пропонується пояснення «спайк-ефекту» з позиції термодинаміки на підставі дуже спрощеного, водночас зрозумілого якісного аналізу основних термодинамічних процесів, які відбуваються в ядерному паливі (твелі) під час зниження потужності реакторної установки.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"11 11","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140231943","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Водно-хімічний режим енергоблоків АЕС України","authors":"T. Maltseva, S. Lukashyn, A. Shyshuta, V. Bakanov","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).06","url":null,"abstract":"У цій статті розглянуто національні вимоги щодо забезпечення умов експлуатації та надійності і захисту конструкцій, систем та елементів енергоблоків атомних електростанцій України від внутрішніх впливів, зокрема фізико-хімічної взаємодії середовища (теплоносія, охолоджувальної рідини) з конструкційними матеріалами. Міститься огляд рекомендацій Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) за напрямом водно-хімічного режиму і управління корозійно-хімічними впливами на цілісність конструкційних матеріалів енергоблоків з реакторами з водою під тиском. Виконано аналіз відповідності вимог національних документів рекомендаціям МАГАТЕ. Здійснено технічний огляд водно-хімічного режиму першого і другого контурів та іншого обладнання з водним середовищем для енергоблоків АЕС України, з урахуванням вимог стандартів експлуатуючої організації. Визначено та розглянуто основні фізико-хімічні і корозійні впливи на конструкційні матеріали першого і другого контурів АЕС, наведено вимоги до хімічного складу робочого середовища першого та другого контурів, основних і допоміжних систем, та інших хімічних речовин, що використовуються на АЕС, а також контрольні і діагностичні показники якості водних середовищ систем енергоблоків. У статті розглянуто основні тенденції змін показників якості ведення водно-хімічного режиму першого і другого контурів згідно зі звітами з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків АЕС України та основні модифікації, впроваджені на АЕС України за останні п’ять років, направлені на покращення ведення водно-хімічного режиму.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"2 11","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-18","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140234718","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Формування підходів до реалізації програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на реакторах ВВЕР-1000","authors":"V. Bukanov, O. Grytsenko, S. Radchenko, V. Revka, O. Trygubenko, E. Chalyi, L. Chyrko","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).03","url":null,"abstract":"Дослідження зразків-свідків дозволяють оцінювати зміни механічних властивостей металу корпусів реакторів ВВЕР, що відбуваються, здебільшого, внаслідок нейтронного опромінення, та визначити залишковий ресурс корпусу реактора. Прогнозування змін механічних властивостей можливе за умови, що зразки-свідки накопичують флюенс нейтронів швидше, ніж внутрішня стінка корпусу реактора. Із впровадженням в експлуатацію паливних збірок ТВЗ-WR виробництва компанії Westinghouse густина потоку швидких (Е ≥ 0,5 МеВ) нейтронів на зразки-свідки суттєво знизилася, що сповільнює деградацію металу, однак ускладнило отримання прогнозних даних. У цій статті міститься огляд проблеми, пов'язаної з реалізацією програми зразків-свідків під час впровадження паливних збірок ТВЗ-WR на енергоблоках з реакторами ВВЕР-1000. Розглянуті варіанти вирішення питань щодо накопичення зразками-свідками випереджаючого флюенсу нейтронів та отримання прогнозних даних про стан металу корпусу реактора в період довгострокової експлуатації під час переходу на паливні збірки ТВЗ-WR. Крім того, у статті проаналізовані переваги та недоліки можливих способів отримання прогнозних даних за зразками-свідками, а також умови, за яких можуть бути застосовані розглянуті варіанти.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"20 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140245285","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Cluster and Representative Models for Generation Units of Flexible Grids with Small Modular Reactors","authors":"Nas Sergii Saukh, Dr Andriy Borysenko","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).05","url":null,"abstract":"The analysis of existing mathematical models for power systems with large shares of electricity production by NPP and renewable  energy  sources generation was carried out. The low level of adequacy is shown for power system models used in the problems of long-term development planning for generating plants with nuclear fuel and renewable  energy  sources. In order to plan the development of power systems at the current stage of technological changes in the electric power industry, new models of load modes for NPP units and generating equipment with renewable  energy  sources are proposed. \u0000Dispatching models with a cyclic forecast period were used to ensure the adequacy unit commitment models for NPP units and energy storage systems. Representative models of solar and wind power plants are presented, which, together with cluster models of NPP units and energy storage systems, solve the issue on the adequacy of power system modeling in current conditions of their development. The results of computational experiments with the proposed models for generating equipment of the flexible grid are presented. The adequacy of cluster mathematical models of NPP units and energy storage systems, as well as representative models of solar and wind power plants generating equipment is experimentally confirmed.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"2010 25","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140246386","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Increasing the Operational Safety of NPP Pumping Equipment by Using Interactive Automated Remote Educational and Training Systems","authors":"Stanislav Shevchenko, G. E. Pukhov, Dr Serhii Shevchenko","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).02","url":null,"abstract":"The main attention during the operation of the nuclear power plant is paid to the issue of nuclear and radiation safety. NPP pumping equipment is the most important element of the safety system. Specialists who operate NPP pumping equipment need an understanding of the role and purpose of each pump type in the overall nuclear power plant system. The reliable and uninterrupted operation of energy facilities depends on the training and maintenance of personnel qualification at the appropriate level. Due to the correct equipment operation, it is possible to increase the safety and reliability of power units, extend the service life, increase the energy efficiency of mechanisms and systems, which requires a high level of qualification of maintenance specialists. \u0000An effective solution for training of NPP technical specialists is offered. The structure of an interactive educational system with the introduction of learning scenarios is considered, which allows effective preservation and transfer of knowledge and skills. Ways of evolution for this class systems and areas of further research are considered.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"115 2","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140247258","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Materials Science Analysis of RCCA Structural Materials and Calculations for Lifetime Extension","authors":"PhD Valeriy Zuyok, PhD Oleksandr Mazurok, PhD Godun Oleg, Mykola Chaikovskyi, Mykhaylo Tretyakov","doi":"10.32918/nrs.2024.1(101).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2024.1(101).04","url":null,"abstract":"The paper considers the possibility of lifetime extending of the rod control cluster assemblies in operation by determining their residual lifetime using an approach that takes into account the actual position of the rod control cluster assembly in the core. Excessive conservatism was introduced by assuming that the immersion of the 10th working group in the core during all fuel campaigns is 70 %, while the actual position is 85-90 %. Taking into account the actual position of the rod control cluster assemblies indicates much less irradiation of the lower, most loaded part of control rod cladding and much less burnup of the 10B compared to 70 % immersion of the rod control cluster assemblies, since they are in the area of lower neutron flux density. \u0000The results of a comprehensive analysis of available studies and test results to determine the phenomena that can potentially approach the achievement of the boundary state of the structural components or limit the lifetime of control rods and rod control cluster assemblies in general are presented. Such phenomena include general corrosion of structural materials (42CrNiMo, Cr18Ni10Ti) (decrease in wall thickness, increased transfer of radioactive corrosion products the coolant); radiation resistance (degradation of mechanical characteristics) of control rod cladding materials (42CrNiMo) and other structural components of the rod control cluster assemblies (42CrNiMo, CrKh18Ni10Ti); radiation resistance of neutron-absorbing materials (B4C, Dy2O3∙TiO2); compatibility of absorbing materials with the control rod cladding. \u0000Based on the results of post-irradiation examinations of control rods tested in research reactors as dummy rods or rod control cluster assembly rods operated in the VVER-1000 core, the following boundary values were established that can be used as criteria for maintaining the integrity of the control rod cladding: maximum fast neutron fluence in the lower, most loaded part of the control rod cladding (in the weld area of the lower end plug and the cladding) should not exceed 34×1021 n/cm2; maximum burnup of the 10B isotope should not exceed 45 %. If these two criteria are met, the possibility of other potentially damaging phenomena is too low. \u0000According to the calculations that use the schedule of changes in the position of the rod control cluster assemblies of the control group and the power of one of the power units during one fuel cycle, one can preliminary conclude that the proposed approach will extend the lifetime of almost all rod control cluster assemblies from 25500 to 38000 hours in the automatic control group and from 75600 to 113500 hours in the shutdown group. The residual lifetime should be assessed for a particular power unit and each rod control cluster assembly separately, since each rod control cluster assembly has its own operating history.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"9 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2024-03-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"140245696","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Рішення бенчмарка Х2 щодо визначення ізотопного складу відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000 з використанням пакета програм SCALE","authors":"Y. Kovbasenko, Ye. Bilodid","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).07","url":null,"abstract":"З використанням даних розрахункового бенчмарка Х2 проведено аналіз похибки розрахунків коефіцієнта розмноження нейтронів та ізотопного складу відпрацьованого ядерного палива реактора ВВЕР‑1000 під час його опромінення в активній зоні реактора за допомогою програмних модулів CSAS6 та TRITON пакета програм SCALE. \u0000Бенчмарк Х2 було розроблено для моделювання нейтронно-фізичних характеристик ядерного палива та активної зони реактора ВВЕР-1000 за експлуатаційними даними енергоблока № 2 Хмельницької АЕС (Україна). \u0000Розрахунки проводилися з використанням детальної тривимірної моделі реакторної чарунки зі штатною паливною збіркою реактора ВВЕР‑1000 типу ТВЗ-А, розробленої для пакета програм SCALE. Відповідно до матеріалів бенчмарка були використані номінальні значення геометричних та матеріальних параметрів ТВЗ-А, а також номінальні умови опромінення палива в активній зоні енергоблока № 2 Хмельницької АЕС. \u0000Було виконано розрахунки з визначення коефіцієнта розмноження нейтронів реакторної чарунки та ізотопного складу ядерного палива залежно від глибини вигоряння в діапазоні 0 – 60 МВт∙діб/кгU. Відповідно до матеріалів бенчмарка були визначені концентрації в опроміненому паливі 9 ізотопів: 235U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 155Gd, 157Gd, 135Xe та 149Sm залежно від глибини вигоряння палива. \u0000Результати розрахунків нейтронно-фізичних характеристик сучасного відпрацьованого ядерного палива реактора ВВЕР-1000 з використанням пакета програм SCALE показують дуже хороший збіг з результатами бенчмарка.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"30 3","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139003237","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Особливості електроживлення АЕС України під час збурень в об'єднаній енергетичній системі","authors":"V. Komarytsia, O. Molchanov, T. Bilan, I. Izbenko, Yu. Grudzynskyi","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).01","url":null,"abstract":"У статті розглянуто схеми електропостачання АЕС та можливі збурення в енергосистемі, які можуть вплинути на електричну частину АЕС, зокрема, відключення повітряних ліній, відхилення частоти в енергосистемі (її зменшення та збільшення), знеструмлення окремих секцій системи аварійного електропостачання, а також повне знеструмлення власних потреб енергоблока. Наведено основні положення стійкості енергосистеми та характеристики пристроїв системної протиаварійної автоматики, які застосовуються на АЕС з метою збереження стійкості роботи енергоблоків АЕС і загалом електростанції в енергосистемі, а у разі порушення її стійкості – для ліквідації порушень нормального режиму експлуатації. Розглянуто наслідки зазначених вище аварійних ситуацій в енергосистемі на роботу обладнання та необхідні дії як з боку персоналу, так і системи аварійного електропостачання. \u0000Зокрема розглянуто: \u0000вимоги щодо роботи турбіни з навантаженням власних потреб – допустимого часу такої роботи, показників тепломеханічного стану турбіни тощо; \u0000роботу обладнання АЕС під час аварій в об'єднаній енергетичній системі з відхиленнями частоти, відключення повітряних ліній і знеструмлення власних потреб, включно з обладнанням системи аварійного електропостачання. \u0000За результатами розгляду зроблено висновки щодо доцільності та коректності прийнятих проєктних рішень та організації обслуговування обладнання системи аварійного електропостачання та доцільності впровадження системної протиаварійної автоматики, яка зможе забезпечувати в реальному часі моніторинг ключових параметрів роботи енергосистеми задля підвищення безпеки експлуатації АЕС.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"37 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"138973261","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}

{"title":"Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок – стан, перспективи та підходи до гармонізації","authors":"O. Kukhotskyi, O. Ligotskyy, O-i Shugailo, A. Shepitchak","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).02","url":null,"abstract":"Ця стаття є продовженням розпочатої серії наукових статей у цьому журналі, присвячених розвитку, удосконаленню та гармонізації нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки дослідницьких ядерних установок. Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок донедавна була досить обмеженою і застарілою, успадкованою Україною від колишнього СРСР, до того не оновлювалася протягом тривалого часу, тому вона повною мірою не відповідала сучасним міжнародним рекомендаціям щодо забезпечення безпеки такого типу ядерних установок. Найсучасніші вимоги, як-то – НП 306.2.183-2012 «Загальні положення безпеки ядерної підкритичної установки», були введені в дію в Україні в 2012 році, втім сфера їх застосування поширювалася лише на окремий тип дослідницьких ядерних установок. У 2020 році з власної ініціативи Державної інспекції ядерного регулювання України, за науково-технічної підтримки Державним підприємством «Державний науково-технічний центр з ядерної і радіаційної безпеки», розпочався новий етап оновлення та удосконалення національної нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок, зокрема в межах міжнародних проєктів. В основі розробки нових нормативно-правових актів з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок лежать рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) та референтні рівні Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких ядерних установок і реакторів. У цій статті автори наводять аналіз чинної нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних реакторів, її стан, перспективи та заходи з оновлення, включно з її гармонізацією з відповідними нормами Європейського Союзу, рекомендаціями МАГАТЕ і референтними рівнями WENRA, зокрема в межах виконання планів нормативного регулювання Державної інспекції ядерного регулювання України.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"225 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"138975581","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}