Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Перспективи побудови тестів контролю знань персоналу АЕС з використанням штучного інтелекту","authors":"V. Samoylov, R. Abramovych, А. Taranowski","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).07","url":null,"abstract":"Як один з ключових факторів у сфері ядерної та радіаційної безпеки, підготовка персоналу вимагає постійного підтримування і підвищення ефективності. Свого часу, поєднання прикладних досягнень педагогіки й комп’ютерних наук дозволило значно покращити ефективність навчання й контролю знань персоналу. Та якщо впровадження комп'ютерної системи підготовки та контролю експлуатаційного персоналу з питань ядерної та радіаційної безпеки у межах спільної програми за підтримки Європейського Союзу дозволило перейти від класичної підготовки за допомогою аудиторних занять до використання комп'ютеризованої системи із поетапним проходженням й засвоєнням матеріалу, тестуванням та реєстрацією результатів на об’єктах атомної енергетики, то проблема автоматизації створення тестових завдань донині лишилася невирішеною, втім тепер сучасний рівень техніки це дозволяє.
 У межах вирішення цієї проблеми, розглянуто наявний підхід до створення курсів контролю знань в автоматизованій системі комп’ютерного навчання і контролю знань «АСКО», показано придатність цієї системи до створення тестових завдань із застосуванням технологій штучного інтелекту, наведено доступні й готові до використання для цього технології штучного інтелекту, запропоновано підхід до створення тестових завдань у цій системі з використанням цих технологій штучного інтелекту, без зміни самої системи та додаткових витрат.
 Очікується, що через підвищення ступеня автоматизації створення тестових завдань покращиться ефективність підготовки персоналу завдяки охопленню контролем знань додаткових сегментів предметної області та змінюваних за змістом сегментів, забезпеченню локалізації створення курсів і контролю знань на рівні окремих об’єктів атомної енергетики та масштабуванню цих процесів, а також оптимізації використання пов’язаних із цим ресурсів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"321 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":"135014981","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":"Кваліфікація удосконаленого ядерного палива","authors":"Yu. Ovdiienko, I. Shevchenko, D. Gumenyuk, O. Pecherytsia, M. Ieremenko, А. Shepitchak, V. Kondratiuk","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).01","url":null,"abstract":"Наведено поглиблений огляд літератури з метою аналізу різних концепцій перспективного ядерного палива та визначено їх потенційні переваги і недоліки. Загалом охоплено такі сучасні концепції, як стійке до аварій паливо, паливо із збільшеним вмістом низькозбагаченого урану, триструктурне ізотропне паливо.
 Особливу увагу було приділено забезпеченню стабільної поведінки матеріалів в умовах жорсткого опромінення, розробленню ядерних матеріалів, які можуть витримувати більш високі рівні радіаційного навантаження в удосконалених паливних елементах та нових перспективних реакторних установках, ядерному проєкту, спроможності виконувати паливом свої функції в аварійних умовах, аспектам поводження з паливом, а також аспектів його кваліфікації.
 Для оцінки виконання критеріїв безпеки під час впровадження перспективних типів палива наведено стислий опис розробленого Робочою групою Організації економічного співробітництва та розвитку Агентства з атомної енергії (OECD NEA) з безпеки перспективних реакторів низхідного підходу оцінки палива, що ґрунтується на існуючих нормативних вимогах, керівництвах та досвіді виконання аналізів безпеки експлуатації ядерного палива в легководних та інших типах реакторів.
 Проаналізовано перспективи та виклики впровадження удосконаленого ядерного палива на АЕС України з урахуванням процесу диверсифікації постачання ядерного палива, спільних намірів Державного підприємства «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом» і компанії «Westinghouse» щодо будівництва реакторних установок AP1000 на блоках 5 і 6 Хмельницької АЕС та новітніх розробок компанії «Westinghouse» в напрямі використання паливних таблеток для реакторів з водою під тиском.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"22 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":"135063599","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 підходів до вибору майданчиків для розміщення малих модульних реакторів з урахуванням міжнародного досвіду","authors":"V. Kokhan, D. Ryzhov, О-r Shugaylo","doi":"10.32918/nrs.2023.3(99).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).05","url":null,"abstract":"Нині у світі існує чимала кількість різноманітних проєктів малих модульних реакторів. Існуючі концепції малих модульних реакторів загалом дозволяють перейти від звичайного великомасштабного будівництва до заводського виробництва, зменшити витрати та просунутися в технологіях, які дозволять використовувати гнучкі рішення залежно від потреб споживача.
 Утім, незалежно від типів малих модульних реакторів, усіх їх об’єднує необхідність вибору майданчика для майбутнього розміщення.
 У статті розглянуті особливості підходів Сполучених Штатів Америки (США) до вибору майданчиків для розміщення таких ядерних установок, як атомні станції, зокрема й малі модульні реактори. Водночас, наводяться огляд, аналіз та узагальнення положень нормативних документів США.
 Українська законодавча та нормативна база містить вимоги до вибору майданчика під будівництво атомних станцій. У статті наведені результати порівняння вимог нормативних документів України щодо вибору майданчиків для атомних станцій з існуючими підходами США.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"207 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":"135063327","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":"Вибір і обґрунтування способів термічної утилізації радіоактивно забрудненої деревини","authors":"V. Klius","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).06","url":null,"abstract":"Значні об’єми горілої та сухостійної деревини, які утворилися останніми роками внаслідок масштабних лісових пожеж на території Чорнобильської зони відчуження несуть потенційну загрозу вторинного забруднення чистих територій. Для усунення цієї загрози необхідно вирішити проблему утилізації великих об’ємів радіоактивно забрудненої деревини. \u0000У статті виконано аналіз способів термічної утилізації радіоактивно забрудненої деревини. Метою утилізації є максимальна концентрація радіонуклідів у золі для її захоронення та зменшення міграції радіонуклідів в атмосферу з димовими газами. \u0000Розглянуто основні методи термічної утилізації деревини: спалювання, піроліз та газифікація. У разі традиційного фільтраційного спалювання радіонукліди відкладаються на частках леткої золи розміром 0,3‑0,5 мкм і виносяться в атмосферу з димовими газами, що потребує високоефективного очисного обладнання. Натомість у разі сухого піролізу деревини винос активності 137Cs з піролізним газом становить не більше 10 %. Близький результат отримано і у разі газифікації деревини. Оскільки об’єми піролізного і генераторного газів менші за об’єм димових газів від спалювання, то навантаження на систему газоочищення буде значно меншим. \u0000Зроблено висновок, що для промислової утилізації великих об’ємів забрудненої деревини варто використовувати сучасні технології газифікації. Генераторний газ придатний для виробництва електроенергії в газових турбінах або газопоршневих агрегатах. Електроенергія може подаватися в існуючу енергосистему Чорнобильської зони відчуження. \u0000Запропоновано переробляти низькоактивну деревину способом окиснювального піролізу для виробництва біочару. Питома активність біочару повинна відповідати гігієнічному нормативу ГН 6.61‑120‑2005. Враховуючи міжнародний досвід використання біочару, передбачається проведення комплексних досліджень щодо ефективності сорбції радіонуклідів біочаром.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42148834","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":"Про сучасні вимоги до оцінки безпеки атомних станцій щодо зовнішніх впливів природного характеру","authors":"D. Ryzhov, S. Yehan, О-r Shugaylo","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).01","url":null,"abstract":"З метою вдосконалення національної нормативно-правової бази з регулювання ядерної та радіаційної безпеки атомних станцій Державним підприємством «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки» спільно із Державною інспекцією ядерного регулювання України розроблено Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій щодо зовнішніх впливів природного характеру, які набули чинності від 04.06.2021 (далі – Вимоги). У цій статті наведено огляд чинних в Україні норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки стосовно врахування можливих зовнішніх впливів природного характеру на атомні станції та детально розглянуті вищезазначені Вимоги з акцентом на нових положеннях щодо відбору природних небезпек для виконання поглибленого аналізу, а також урахування як проєктних, так і запроєктних природних впливів, які мають розглядатися під час аналізу розширених проєктних умов та комбінацій впливів. Метою статті є поширення інформації про сучасні вимоги з оцінки безпеки атомних станцій щодо зовнішніх впливів природного характеру та висвітлення основних викликів, що постають перед експлуатуючою організацію щодо необхідності врахування можливих надзвичайних природних катаклізмів, зокрема уроків аварії на атомній електричній станції «Фукусіма-1», спричиненої впливом землетрусу та цунамі, які перевищили прийняті в проєкті значення.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"44499084","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":"Production and Properties of Magnesium Potassium Phosphate Cements Containing Ash and Metallurgical Slag Additives for Radioactive Waste Immobilization","authors":"S. Sayenko, V. Shkuropatenko, O. Pylypenko, H. Kholomieiev, S. Karsim, А. Zykova","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).03","url":null,"abstract":"Magnesium potassium phosphate cements (MKPCs) are currently considered as the matrix materials for immobilization of radioactive waste of low and medium activity, as an alternative to Portland cements. At the same time, MKPC compound has the following advantages: fast hardening, high early strength, low shrinkage and high chemical resistance. Magnesium potassium phosphate cement is prepared at room temperature by an acid-base reaction between calcined magnesium oxide (MgO), potassium dihydrogen phosphate (KH2PO4) and water to form magnesium potassium phosphate hexahydrate MgKPO4 ∙ 6H2O known as K-struvite. To obtain MKPC, starting components of high purity and, accordingly, high cost are required. From an industrial point of view, this leads to an excessive price of the final product, and therefore, the use of inexpensive industrial waste as cement fillers is economically cost effective. \u0000In the present paper, the effect of fly ash and blast-furnace slag additives on the microstructure, compressive strength, and chemical resistance of MKPC samples was studied. The results indicate that particles of both ash and blast-furnace slag are involved in the reaction of MKPC obtaining with the formation of predominantly crystalline K-struvite. According to X-ray diffraction analysis, the content of K-struvite in samples with additives of both fly ash and blast-furnace slag is almost the same and amounts to 58–60 %. With the same addition of filler, samples with the addition of blast-furnace slag have a denser structure, which is formed due to the increased reactivity of blast-furnace slag particles. Moreover, MKPC samples with the addition of blast-furnace slag exhibit higher strength and better chemical resistance to leaching compared to MKPC samples with fly ash additions. The obtained results demonstrate the prospects of using industrial waste additives in the production of MKPC compounds characterized by high mechanical strength and chemical resistance.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49586425","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":"Корозійна стійкість оболонок твелів виробництва компанії «Westinghouse» під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму ВВЕР-1000. Визначення енергії активації корозії цирконієвого сплаву та верифікація розрахункової моделі","authors":"V. Zuyok, M. Tretyakov, R. Rud, Ya. Kushtym, V. Grytsyna, Yu. Solovyov, Yevhen Kulyk","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).02","url":null,"abstract":"У статті наведено результати комплексу робіт з визначення корозійної стійкості оболонок твелів тепловидільних збірок виробництва компанії «Westinghouse», виготовлених зі сплаву ZIRLO®, під час експлуатації протягом чотирьох паливних кампаній у реакторах ВВЕР-1000 АЕС України. Отримано та систематизовано масив експериментальних результатів з визначення товщини оксидної плівки за висотою оболонки твелів та показано, що максимальна товщина оксиду після четвертого року експлуатації знаходиться в межах 13...25 мкм. Під час проведення візуального контролю оболонок твелів оцінено їх корозійний стан та встановлено зв’язок зовнішнього вигляду їх поверхні з товщиною оксидної плівки. Отримані результати вимірювань товщини оксидної плівки на поверхні твелів нижче максимальної межі (60 мкм), встановленої на етапі проєктування та під час отримання дозволу на експлуатацію палива в активній зоні, та значно нижче максимальної проєктної межі (<101,5 мкм) для оболонок, виготовлених зі сплаву ZIRLO®. Згідно з результатами вимірювань, проведених на енергоблоці №3 ВП ПАЕС та енергоблоці №5 ВП ЗАЕС, можна стверджувати, що виготовлені зі сплаву ZIRLO® оболонки твелів мають високу корозійну стійкість під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму першого контуру реакторів ВВЕР-1000 АЕС України. \u0000Енергію активації корозії сплаву ZIRLO® визначено на підставі результатів вимірювання товщини оксиду оболонок твелів на енергоблоці № 3 ВП ПАЕС та енергоблоці № 5 ВП ЗАЕС, а також, розрахованих параметрів експлуатації в умовах активної зони ВВЕР-1000. Значення енергії активації корозії сплаву ZIRLO® становить 27280 кал/моль для ВВЕР-1000, що вище, ніж для західних реакторів типу PWR (27080 кал/моль). Це свідчить про вищу корозійну стійкість такого сплаву в реакторах ВВЕР-1000.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42431786","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":"Захист об’єктів критичної інфраструктури України від прямих влучань ракет за допомогою підземного розташування","authors":"V. Kotsiuruba, А. Bilyk, V. Bzot, I. Dzeverin","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).07","url":null,"abstract":"У статті аналізуються основні загрози ураження вітчизняної критичної інфраструктури крилатими та аеробалістичними ракетами рф. Зібрано відомі характеристики основних ракет противника, а також проведено наближені обчислення їх специфічних параметрів. \u0000Наведено методику розрахунку захисних товщ підземних укриттів об’єктів критичної інфраструктури, а також їх компонувальні схеми за повного і часткового заглиблення та у разі поверхневого укриття. \u0000На підставі аналізу розрахункових даних показано доцільність заглибленого розташування головних елементів об’єктів критичної інфраструктури в енергетиці, зокрема розподільчих підстанцій тощо. \u0000Наведено геометричні розміри укриттів залежно від параметрів ґрунтового середовища. \u0000Стаття входить до циклу публікацій авторів щодо розробленої ними концепції «Країна-фортеця», реалізація якої спрямована на забезпечення інтегрального захисту території України, об’єктів, громадян та систем.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"48414998","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":"Дослідження різних видів бетонів для біологічного захисту контейнерів HI-STORM від фотонного випромінювання","authors":"I. Romanenko, O. Trofymenko, А. Nosovskyi","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).04","url":null,"abstract":"Описано новий композитний матеріал для радіаційного захисту від фотонного випромінювання на основі важкого бетону, армованого базальт-борною фіброю, який може бути застосований у біологічному захисті контейнерів HI-STORM для зберігання відпрацьованого ядерного палива. Виконано моделювання проходження фотонного випромінювання в цьому матеріалі за допомогою Монте-Карло коду Serpent. Розглянуто два процеси. Перший процес – проходження первинних фотонів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання фотонів відпрацьованого ядерного палива. Другий процес – визначення вторинних фотонів, що утворилися внаслідок поглинання та непружного розсіювання первинних нейтронів у бетоні біологічного захисту від гомогенізованого джерела випромінювання. У першому та другому процесах досліджувалися два типи важкого бетону: бетон з гранітним щебнем та бетон з базальтовим щебнем. До бетону з гранітним щебнем додавалися два типи базальт-борної фібри з різними концентраціями оксиду бору. Перший тип базальтової фібри містить 5 % маси B2O3 і 95 % маси базальту. Другий тип базальтової фібри містить 10 % B2O3 і 90 % базальту. На один метр кубічний бетону з гранітним щебнем додавалося від 1 кг до 20 кг базальт-борної фібри. Методом Монте-Карло виконано моделювання процесу радіаційного поглинання нейтронів з подальшим утворенням та проходженням фотонів через бетон біологічного захисту контейнера HI-STORM. \u0000Проаналізовано захисні властивості бетону з додаванням базальтової фібри та різним масовим вмістом оксиду бору (5 % і 10 %). \u0000Модифіковані склади бетону мають більше переваг порівняно зі звичайним бетоном. Продемонстровано, що для покращення захисних властивостей від фотонного випромінювання в бетон доцільно додавати наповнювач з більшою густиною. Також запропонована, як композитний матеріал, базальт-борна фібра, яка має значний потенціал та може бути використана в атомній енергетиці для покращення захисних властивостей біологічного захисту контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"41659532","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":"Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням","authors":"V. Skalozubov, V. Kondratiuk, Ye. Pysmennyy, Yu. Komarov, S. Klevtsov","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).08","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).08","url":null,"abstract":"У сучасних екстремальних умовах експлуатації українських АЕС (особливо Запорізької АЕС) унаслідок зовнішніх воєнних впливів сталися десятки аварійних зупинок енергоблоків через повне або часткове зовнішнє знеструмлення. Повне тривале знеструмлення атомних енергоблоків стало однією з основних причин ядерної (важкої) та радіаційної аварії із катастрофічними екологічними наслідками на АЕС «Фукусіма-1» у 2011 році. Проведений раніше детерміністичний аналіз аналогічної аварії з повним тривалим знеструмленням енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000 встановив неминучість виникнення ядерної аварії за умов перевищення гранично допустимої температури оболонок тепловидільних елементів ядерного палива. Перспективним підходом підвищення ефективності управління аваріями з повним знеструмленням ядерних енергоустановок є застосування аварійного живильного насоса з паровим приводом від парогенератора. Необхідною умовою впровадження такого підходу є кваліфікація аварійного живильного насоса з паровим приводом на надійність та працездатність у разі аварій з повним знеструмленням. У статті обґрунтовано критерії та умови кваліфікації аварійного живильного насоса з паровим приводом у перехідних і робочих режимах для забезпечення успішного виконання функцій безпеки щодо відведення залишкових тепловиділень від реактора та підтримки необхідного рівня живильної води в парогенераторі. На основі розробленої консервативної тепло-гідродинамічної моделі «реактор – парогенератор – аварійний живильний насос з паровим приводом» визначено конструкційно-технічні вимоги до системи аварійного живильного насоса з паровим приводом, які відповідають установленим критеріям та умовам кваліфікації. Встановлено, що ефективна працездатність аварійного живильного насоса з паровим приводом від парогенератора обґрунтована для перших 10 діб після повного знеструмлення. Отримані результати можуть бути застосовані під час модернізації стратегій та систем управління аваріями з повним тривалим знеструмленням атомних енергоблоків.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49106141","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}