Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Особливості переходу від радянських стандартів до національних для основних матеріалів, дозволених до застосування на АЕС України","authors":"Дудкін Сергій, Миколайович Відокремлений, «Атомремонтсервіс», Державного, «НАЕК, «Енергоатом», Україна Київ, Кузнецова Христина Валеріївна, Бендюг Катерина Сергіївна","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).03","url":null,"abstract":"Проєкти всіх ядерних реакторів, що експлуатуються в Україні, засновані на нормативно-правовій базі 70-80-х років минулого сторіччя, отже проєктування тисячі компонентів реакторної установки і використання матеріалів базувалось на державних стандартах радянського союзу, який розпався понад 30 років тому. З практики застосування під час виготовлення та ремонту обладнання і трубопроводів систем, важливих для безпеки, АЕС України європейських/національних стандартів стало зрозумілим, що підхід до визначення матеріалів, які замінять існуючі за радянськими стандартами, потребує ретельного та глибокого опрацювання. \u0000У цій статті запропоновано до практичного застосування процедуру зіставлення вимог до сталей, виготовлених відповідно до радянських стандартів та європейських/національних стандартів, і наведено приклад аналізу зіставлення вимог до сталі 20Х13 за цими документами. Містяться пропозиції щодо визначення понять «сталь аналог», «сталь еквівалент». Встановлені підходи дозволять їх застосовувати для визначення еквівалентів/аналогів до сталей, виготовлених відповідно до радянських стандартів та європейських/національних стандартів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"2009 34","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139002030","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":"Розробка розрахункової моделі зовнішнього обтікання нового безпечного конфайнмента ЧАЕС","authors":"P. Krukovsky, Y. Diadiushko, D. Skliarenko","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).08","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).08","url":null,"abstract":"Для визначення термогазодинамічного та радіаційного станів такого об'єкта, як Новий безпечний конфайнмент Чорнобильської АЕС, необхідно знати розподіл вітрових тисків на його зовнішній поверхні. Зокрема, такий розподіл необхідний для визначення наявного неорганізованого повітрообміну з радіоактивними аерозолями між Новим безпечним конфайнментом (назовні чи всередину) і оточуючим середовищем, врахування якого дозволяє охарактеризувати радіаційний стан як всередині конфайнмента, так і на промисловому майданчику Чорнобильської АЕС назовні. Єдині існуючі дані щодо розподілу вітрових тисків на зовнішній поверхні Нового безпечного конфайнмента були отримані в 2009 році за допомогою фізичного експерименту на дрібномасштабній (1:300) фізичній (матеріальній) моделі конфайнмента в аеродинамічній трубі, які були проаналізовані на відповідність літературним даним зовнішнього обтікання будівельних конструкцій, зокрема арочного типу. Результати аналізу показали наявність похибок у визначенні розподілу вітрових тисків на зовнішній поверхні дрібномасштабної фізичної моделі Нового безпечного конфайнмента, що вносить похибку в розрахунки неорганізованого повітрообміну між конфайнментом (назовні чи всередину) і оточуючим середовищем. У статті наводиться оригінальна тривимірна комп’ютерна повномасштабна (1:1) CFD-модель зовнішнього обтікання Нового безпечного конфайнмента і інфраструктури біля нього для визначення розподілу тисків по поверхні конфайнмента за різних напрямків і швидкостей вітру, яка, як вважають автори, є більш точною за дрібномасштабну фізичну модель Нового безпечного конфайнмента без інфраструктури. Адекватність розрахункової моделі обтікання Нового безпечного конфайнмента підтверджується близькістю розрахункових і літературних даних, а також даних європейського стандарту з вітрових навантажень на будівельні конструкції. За допомогою розробленої моделі були створені залежності середніх значень тисків (через кожні 10° з 360° напрямків вітру) за швидкості 3,8 м/с для поверхонь західної, східної і циліндричної частин зовнішньої оболонки Нового безпечного конфайнмента, а також у місцях протікань під західною і східною стінами конфайнмента і на ділянці обшивки вентиляційної шахти допоміжних систем реакторного відділення. Модель може використовуватись також для аналізу і прогнозування викидів і розповсюдження радіоактивних аерозолів з Нового безпечного конфайнмента в оточуюче середовище промислового майданчика Чорнобильської АЕС.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"52 10","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139004421","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":"Проєктування локальних тренажерів на основі сценарно-імітаційного моделювання","authors":"І. Pletianyi, V. Samoylov, I. Choch","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).05","url":null,"abstract":"Наведено погляди на вирішення концептуальних питань щодо методів і технологій проєктування і побудови локальних тренажерів для підготовки персоналу в енергетиці. Локальні тренажери мають стати найбільш масовим і найбільш затребуваним класом тренажерів на підприємствах енергетики України. У статті запропоновано інформаційну технологію побудови локальних тренажерів на основі сценарно-імітаційного моделювання енергетичного обладнання та діяльності персоналу, яка базується на моделюванні робочої діяльності персоналу. Основні переваги локальних тренажерів, які реалізовані за вище вказаною технологією, характеризуються не «ступенем подоби» або «глибиною моделювання», а сукупністю реалізованих тренажерних занять, які формують необхідні професійні навички щодо управління енергетичним обладнанням. Тренажерне заняття реалізується у формі сценарію, основною якого є робоча діяльність персоналу, до якої добавлені елементи навчальної діяльності та відповідна реакція енергетичного обладнання на дії персоналу. У статті детально розглянуто технологічні етапи проєктування локальних тренажерів, їх зміст, методики, способи, прийоми та інструментарій для розробки. Результатом проєктування тренажера є набір тренажерних занять у вигляді графічних діаграм і задокументованих процесів на основі стандартизованих нотацій BPMN. Отримані діаграми – основа для програмної реалізації тренажера. У статті наведено принципи блочного модельного конструювання під час імітаційного моделювання енергетичного обладнання, відповідно до якого імітаційна модель розглядається як з’єднання в причинно-наслідкову мережу функціональних елементів, типових бібліотечних елементів, функціональних блоків та відповідних шаблонів. Програмним середовищем для реалізації локальних тренажерів розглядається мультимедійний пакет інформаційного середовища Unity.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"54 12","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139005988","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":"Use of the Laser Fragmentation Method in the Extraction of LFCM from the Shelter","authors":"Оleksandr Proskurin, PhD Senior Researcher Maxym Saveliev, PhD Norbert Molitor, PhD Senior Researcher Andreas Wetzig, PhD Senior Researcher Patrick Herwig, PhD Senior Researcher Jan Hauptmann","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).09","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).09","url":null,"abstract":"The Project to transform the Shelter into an environmentally safe system has achieved a significant milestone in the process of transitioning Chornobyl NPP Unit 4 to a safe environmental state. However, the program does not include the measures for long-term safe management of the nuclear stockpile at Chornobyl NPP Unit 4 that are essential. A considerable amount of fuel, approximately 200 tons, has been mixed with reactor debris and structural components, resulting in the formation of fuel-containing materials spanning hundreds of cubic meters. These fuel-containing materials are located in the lower levels of Chornobyl NPP Unit 4. \u0000Given the degradation and natural deterioration of fuel-containing materials leading to generation of radioactive aerosols, as well as recent changes in neutron flux density observed after the installation of the New Safe Confinement, there is an urgent need to enhance the development and implementation of appropriate technology. One promising approach is application of the dry fragmentation technology, which uses a high-power solid-state laser developed at the Fraunhofer IWS laboratory in cooperation with the Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine and Plejades GmbH. This technology offers advantages such as minimizing the dynamic and static loads on local structures, efficient energy transfer (heat), and reducing dust formation. \u0000This article presents the main aspects of the laser fragmentation method of LFCM. The article describes the details of the controlled destruction technology of thermally stressed material, developed as a result of tests with simulated material at the Fraunhofer IWS laboratory. The work is focused on the measures required for implementing the dry fragmentation technology at the Shelter. It presents pre-conceptual approaches for retrieval and handling of fuel-containing materials located in the lower floors of Chornobyl NPP. The article outlines an approach for accessing fuel-containing materials, a strategy for their fragmentation, subsequent packaging, and safe storage within the Chornobyl NPP until final disposal. Additionally, the creation of a tool system and means of delivery are also described.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"27 4","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139004015","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":"Qualification of Compensatory Test Methods Involving Pressure Increase in the VVER Containment System","authors":"ScD Yurii Komarov, PhD Olga Dorozh, PhD Volodymyr Filatov","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).06","url":null,"abstract":"In general, containment leakage testing of nuclear power plants with VVER reactors by elevated pressures using the compensatory leakage detection method (CLDM) can be performed at pressures and pressure increase rates higher than those stipulated by the regulations using the absolute pressure method (AP method). Elevated pressures and pressure increase rates under certain conditions can violate safety limits of the containment systems and/or decrease the reliability/life of containment structures and equipment. These factors determine the need to qualify the CLDM to promote conditions for reliability and safety. A non-stationary thermodynamic model of the qualification conditions for CLDM testing of the containment was developed. The criteria for CLDM qualification conditions are the maximum allowable pressure and pressure increase rate during testing. The CLDM condition for recording leakage in the containment is pressure stabilization in the containment systems. Based on the developed CLDM thermodynamic model, it was established that the containment leakage rate is determined by the flow rate of air entering the containment systems and by the thermodynamic state of the air inside and outside the containment systems. The established qualification conditions were used to determine conditions for the minimum recorded leakage sizes within CLDM and the maximum allowable ambient air flow rates and test duration. A prerequisite for justifying the qualification and implementation of the CLDM is to revise/amend regulatory and technical requirements for the maximum allowable pressure and pressure change rate in the containment systems and for the conditions for disconnecting containment systems passive heat removal systems (if any) during testing.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"16 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"139003407","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":"Характеристики зварних з’єднань поглинаючих елементів зі сплаву 42ХНМ для стрижнів системи управління та захисту ВВЕР-1000","authors":"A. Kushtym, V. Zigunov, V. Grytsyna, V. Krasnorutskyy, O. Slabospytska, M. Mukhin, S. Bondarenko, O. Kovaliuk","doi":"10.32918/nrs.2023.4(100).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).04","url":null,"abstract":"Наведено результати досліджень зварних з’єднань в поглинаючих елементах поглинаючих стрижнів системи управління та захисту енергетичних реакторів ВВЕР-1000, отриманих електродуговим зварюванням в атмосфері аргону та гелію. Показано конструкцію та режими зварювання зразків-свідків, макетів та дослідних поглинаючих елементів, що забезпечують їх задані проєктні характеристики. Наведено результати розробок і досліджень впливу режиму зварювання оболонок з кінцевими деталями (конусом та наконечником) зі сплаву марки 42ХНМ на параметри зварних з’єднань. Показано, що найбільш якісні зварні з’єднання реалізуються за швидкості зварювання 4,4 мм/с. За менших значень не завжди забезпечується повне проплавлення оболонки та заповнення всього кореня з’єднання. Наведено результати механічних випробувань макетів поглинаючих елементів через їх статичне розтягування на розривній машині. Показано, що міцність зварних з’єднань кінцевих деталей з оболонкою в разі розтягування (розриву) не менше міцності на розтягування оболонки поглинаючих елементів. Наведено результати металографічних досліджень матеріалів зварних з’єднань, які проводили на поздовжніх та поперечних шліфах, вирізаних зі зварних з'єднань макетів та зразків-свідків поглинаючих елементів. Досліджено залежність ширини зварного з’єднання, глибини проплавлення від режимів зварювання, вибір оптимальних режимів, що забезпечують герметичність та необхідну міцність поглинаючих елементів. Структура матеріалу досліджених зварних з’єднань є дрібнозернистою, а розмір зерна коливається від 3…4 мкм (13 бал) до 4…10 мкм (10 бал). Значення мікротвердості матеріалу зварного шва становить 185…238 HV. Описано методи, застосовувані для контролю поглинаючих елементів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"47 31","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"138976898","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":"Operational Experience in Degradation (Ageing Effects) and Implementation of Ageing Management Programmes for Dry Storage Systems in Ukraine","authors":"O-i Shugailo","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).04","url":null,"abstract":"The Coordinated Research Projects (CRPs) of International Atomic Energy Agency (IAEA) is a power tool to engage simultaneously a lot of different countries that operate Spent Fuel Storage Facilities for solving important safety issues at a deep level of competence and expertise. One of the topics that needs thorough research is behavior and state assessment of spent fuel assemblies and fuel rods during long/very long term storage in spent fuel storage facilities. It is naturally that over a long period, special attention is drawn to degradation mechanisms, ageing effects and ageing management programs that should be implemented in order to avoid and mitigate the impact of degradation mechanisms on spent fuel elements. This article describes the first step of implementing new IAEA CRP project “T13019. Performance Assessment of Storage Systems for Extended Durations (PASSED)” with contribution from the State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS), which conducts research regarding the “Operational experience on degradation (ageing effects) of dry storage systems” during the first stage” at the first stage. The overall objective of the research proposed by the SSTC NRS is to strengthen technical knowledge, experience and understanding of the long-term behavior of the dry spent fuel storage systems, and of the currently applied inspection and monitoring technologies. At the same time, a specific objective of involving the SSTC NRS in this project was not only to present national experience and practices, but also to study the existing experience of the participating countries, which also joined the CRP proposed by the IAEA. The article considers the existing storage systems for spent nuclear fuel at the Chornobyl and Zaporizhzhya NPP sites, provides examples of the aging management system for components and structures, as well as examples of the issues that require development, implementation and maintenance of aging management programs.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"48 12 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-09-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"135063468","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":"Визначення оптимальних умов організації технологічних циклів енерготехнологічних установок з високотемпературними газоохолоджувальними реакторами","authors":"V. Dubkovskyi, Ye. Dobronos, V. Arsiriy","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).06","url":null,"abstract":"Створення та експлуатація високотемпературних газоохолоджувальних реакторів (ВТГР) і газотурбінних атомних електростанцій з такими реакторами дозволить підвищити коефіцієнт корисної дії таких установок до 46 % – 50 % завдяки більш високій температурі теплоносія на виході з реактора 1000 °С – 1100 °С. Водночас ВТГР завдяки виробленій високопотенційній теплоті можна використовувати в неелектричних технологіях, як-то конверсія природнього газу, газифікація вугілля та в хімічній, металургійній і нафтопереробній промисловості. Для отримання різних технологічних продуктів зазвичай використовуються ізобарно-ізотермічні реакції. Проте, в установках з ВТГР і гелієвим теплоносієм організація процесу підведення тепла за постійної температури теплоносія неможлива, причому в разі незначної зміни температури потрібно надмірне збільшення витрат теплоносія. У статті обґрунтовано можливість підвищення ефективності використання високопотенційної частини теплоти ВТГР для газифікації твердих органічних палив завдяки організації процесу газифікації за змінної температури процесу та розвиненій системі регенерації теплоти в енерготехнологічній установці.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"28 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-09-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"135014139","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":"Application of Immersive Virtual Reality in the Non-Renewable Energy Industry Area","authors":"S. Atanasov, V. Hristov, A. Todorov, A. Hristov, P. Häfner","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).03","url":null,"abstract":"The Immersive Virtual Reality (VR) has the potential to significantly enhance the non-renewable energy (NRE) industry by improving safety and efficiency in operational and training processes. In order to explore applications of immersive technologies aimed at enhancing processes within the NRE energy sectors, a systematic review of the literature published in the last decade was conducted. Utilizing the PRISMA framework with snowballing, a collection of 53 articles was acquired, and subsequent examination based on indicators such as the energy industry sector, VR application use cases, and employed VR technologies (both hardware and software) revealed that only a limited number of studies (16 out of 53) met the eligibility criteria. The results revealed that in 94% of the publications, immersive VR technologies are utilized for training purposes. This research provides valuable insights and knowledge to stakeholders in the NRE industry, including companies, policymakers, and researchers, who can utilize the findings to implement immersive virtual reality technologies for complex simulations and remote operations.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"26 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-09-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"135014845","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":"Оцінка економічних показників реакторних установок, перспективних для будівництва в Україні, та їх співставлення з відновлювальними джерелами енергії із застосуванням інструментарію МАГАТЕ","authors":"O. Dybach, O. Godun, V. Shenderovych, M. Darybohov, V. Kyrianchuk, А. Vasylieva, A. Mazurenko","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).02","url":null,"abstract":"Виконано оцінку економічних показників сучасних реакторних установок (енергетичних реакторів великої потужності та малих модульних реакторів), перспективних для будівництва в Україні. Розраховано базові економічні та інвестиційні індикатори: нормована вартість електроенергії (LCOE), чиста поточна вартість (NPV), внутрішня норма прибутковості (IRR) та рентабельність інвестицій (ROI) для проєкту АР1000 Westinghouse та проєктів малих модульних реакторів VOYGR NuScale, SMR-160 Holtec, SMR Rolls-Royce. Виконано порівняння розрахованих показників для реакторних установок із відновлювальними джерелами енергії (сонячної та вітрової) із співставною встановленою електричною потужністю. Як вихідні дані використано дані у відкритому доступі, зокрема базу даних Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) ARIS, дані із офіційних ресурсів постачальників технологій та національні дані щодо досвіду реалізації проєктів будівництва відновлювальних джерел енергії. Розрахунки проведено із застосуванням інструментарію МАГАТЕ NEST (Nuclear Energy System Economics Support Tool). Розглянуто окремі фактори, що впливають на економічні показники ядерної енергетики: освоєння технології, розміщення на існуючому майданчику та локалізація виробництва. Виконано аналіз чутливості результатів розрахунків до зміни ключових характеристик джерел генерації.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"7 1","pages":"0"},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-09-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"135063461","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}