Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Захист АЕС за міжнародним гуманітарним правом. Міжнародний збройний конфлікт в Україні","authors":"O. Taran, O. Sandul, I. Rogatiuk, V. Bodnar","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).05","url":null,"abstract":"Розглянуто питання захисту АЕС від нападу під час міжнародного збройного конфлікту за нормами міжнародного гуманітарного права. Конкретизовано особливості захисту АЕС в Україні під час міжнародного збройного конфлікту. \u0000Наголошено, що в Україні АЕС є цивільними об’єктами, а набувати характеру воєнних об’єктів вони можуть лише за певних умов, обставини яких мають бути достеменно і беззаперечно встановлені. \u0000Захист АЕС у міжнародному гуманітарному праві розглядається за двома рівнями. Перший рівень загального захисту має значення для розширеного розуміння вимог заборони нападу й забезпечення як фізичної, так і ядерної та радіаційної безпеки АЕС як цивільного об’єкта під час воєнного конфлікту. Перший рівень захисту має бути головним орієнтиром у контексті воєнних дій щодо АЕС. \u0000Другий рівень захисту має розглядатися унаслідок настання першого. Він передбачає заборону нападу на АЕС навіть якщо вони є воєнним об’єктом і умови обмеження (припинення) такого захисту. \u0000Розкрито зв’язок безпеки АЕС (заборона нападу) з іншими об’єктами, на які поширюється захист міжнародного гуманітарного права, а саме об’єктів, необхідних для виживання цивільного населення та природного середовища. \u0000Наведено окремі позиції міжнародних інституцій щодо питання співвідношення нападу на АЕС та застосування ядерної зброї, а також нормативної заборони застосування ядерної зброї.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"43974389","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 впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР","authors":"V. Kondratyuk, Y. Pysmennyy, V. Skalozubov, Yu. Komarov, S. Kosenko","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).03","url":null,"abstract":"З досвіду експлуатації, результатів контролю технічного стану великої кількості теплообмінних труб у кожному парогенераторі та результатів досліджень з імовірнісного аналізу безпеки вихідна подія з міжконтурними течами є однією з домінантних подій. Технічні складності ідентифікації міжконтурних теч, особливо розриву малої кількості теплообмінних трубок парогенератора, впливають на стратегії управління аваріями. \u0000Під час реалізації протиаварійних дій унаслідок пуску насосів може виникати перехідний процес, який за певних умов може призвести до коливальної гідродинамічної нестійкості в каналах систем безпеки, порушення умов теплообміну в активній зоні реактора, гідро- і термодинамічних ударів та інших негативних ефектів. Під час моделювання аварій детерміністичними кодами такий перехідний процес моделюється або спрощено, або взагалі не розглядається. Проте у перехідних режимах пуску насосів може виникнути коливальна гідродинамічна нестійкість параметрів потоку внаслідок інерційного запізнювання реакції напірно-витратної характеристики насосів. Крім того, на витрату в системах безпеки загалом можуть впливати зміни в процесі аварії протитиску в реакторі і парогенераторах. На основі консервативної теплогідродинамічної моделі аварії з міжконтурними течами наведено оригінальний метод кваліфікації ядерних енергоустановок із водо-водяними енергетичними реакторами в умовах гідродинамічної нестійкості перехідних режимів пуску насосів активних систем безпеки. Встановлено критерії впливу коливальної гідродинамічної нестійкості в режимах пуску насосів систем аварійного охолодження активної зони реактора високого та низького тиску, а також аварійного підживлення парогенератора для визначення умов та наслідків гідродинамічних і термічних ударів. Гідродинамічна нестійкість у режимах пуску насосів систем безпеки за певних умов істотно впливає на імпульси тиску гідроударів та на швидкість зміни температури металу обладнання під час термоударів, що може вплинути на надійність і цілісність систем. На основі розрахункових обґрунтувань за розробленим методом кваліфікації встановлено необхідність модернізації активних систем безпеки для запобігання коливальній гідродинамічній нестійкості в перехідних режимах пуску насосів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49287903","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 еквівалентної дози на руки маніпуляційного персоналу відділення ПЕТ/КТ","authors":"Ye. Kudriashova, B. Bondar, Ya. Kmetyuk, O. Viskov","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).09","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).09","url":null,"abstract":"У статті порівняно інформацію щодо значень еквівалентної дози на руки, зчитаних з кільцевих термолюмінесцентних дозиметрів маніпуляційних медичних сестер відділення позитронно-емісійної комп’ютерної томографії Всеукраїнського центру радіохірургії Клінічної лікарні «Феофанія» Державного управління справами, із розрахунками еквівалентної дози на руки, виконаних за допомогою комп’ютерного коду VARSKIN+. \u0000Персонал, який здійснює маніпуляції із радіофармпрепаратом у відділенні позитронно-емісійної комп’ютерної томографії, знаходиться на постійному індивідуальному дозиметричному контролі із використанням термолюмінесцентних дозиметрів для визначення ефективної дози від бета- та вторинного фотонного випромінювання, що створюється радіонуклідом 18F у складі радіофармпрепарату 2-[18F]Fluoro-2-deoxy-D-glucose, а також кільцевих дозиметрів для визначення еквівалентної дози на руки для порівняння із дозовими лімітами персоналу категорії А. \u0000Під час дослідження була використана інформація з дозиметрів-кілець трьох маніпуляційних медичних сестер відділення позитронно-емісійної комп’ютерної томографії Всеукраїнського центру радіохірургії Клінічної лікарні «Феофанія» Державного управління справами щодо дози, накопиченої за десять місяців. За цей період із документації відділення, зокрема із записів в журналах, була виокремлена інформація про щоденну кількість проведених маніпуляцій, як-то введеної активності кожному пацієнту, загальної активності радіофармпрепарату, факту використання захисних засобів при проведенні маніпуляцій, повідомлень про випадки контакту радіоактивної речовини зі шкірою, рукавичками, інше, що може вплинути на значення виміряної дози на кисті рук. Експериментально було визначено усереднений час, що витрачається на кожний етап маніпуляції з радіофармпрепаратом. \u0000Порівняння розрахункових даних та даних, отриманих під час обробки термолюмінесцентних дозиметрів за один і той самий час, враховуючи кількість операцій, що були проведені персоналом, та величину активності, підготовленої для введення пацієнтам, дозволило визначитись із можливістю та ефективністю використання розрахунків для планування та оцінки еквівалентної дози під час проведення маніпуляцій у відділенні позитронно-емісійної комп’ютерної томографії медичних центрів, оцінити потребу в додатковому локальному захисті від іонізуючого випромінювання для рук під час проведення ін’єкцій чи оптимізації процедур маніпуляції, визначитись з обов’язковістю оцінювання еквівалентних доз за допомогою термолюмінесцентних дозиметрів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42206310","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":"Оцінки доз опромінення персоналу, отриманих унаслідок інгаляційного надходження радіоактивних речовин під час спорудження нового безпечного конфайнмента","authors":"O. Kalynovskyi, A. Sizov, V. Krasnov","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).07","url":null,"abstract":"Наведено результати розрахунків доз внутрішнього опромінення персоналу, зайнятого на етапі спорудження нового безпечного конфайнмента, за даними моніторингу радіоактивних аерозолів у локальній зоні об'єкта «Укриття». Показано, що максимальні об'ємні активності радіоактивних аерозолів реєструвались у період проведення масштабних земляних робіт, причому річні дози опромінення персоналу, отримані внаслідок інгаляційного надходження радіоактивних речовин (далі – інгаляційні дози), дорівнювали 63 мкЗв/рік, що істотно нижче контрольного рівня 1 мЗв. Основним дозоутворюючим нуклідом у разі внутрішнього опромінення персоналу є 241Am. Обвалення фрагмента покрівлі машзалу об'єкта «Укриття» в 2013 року підтвердило потенційну небезпеку цього об'єкта як потужного джерела радіоактивних аерозолів. Оцінки об'ємних активностей ізотопів 241Am та 238-240Pu в повітрі локальної зони короткочасно (менше двох годин) перевищували їх допустимі середньорічні об'ємні активності для персоналу категорії А – 0,03 Бк/м3. Результати багаторічного моніторингу радіоактивних аерозолів можливо використовувати для ретроспективної оцінки доз опромінення персоналу.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"48972358","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":"Узагальнені дані 20-річного моніторингу радону-222 у питній воді України","authors":"Mykhailo G Buzynnyi, L. Mykhailova","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).04","url":null,"abstract":"У статті наведено результати статистичного аналізу питомої активності 222Rn у зразках питної води, відібраних з артезіанських свердловин в різних регіонах України протягом 2003 – 2021 рр. Робота виконана в лабораторії радіаційного моніторингу Державної установи «Інститут громадського здоров’я ім. О.М. Марзєєва НАМН України». Періоди усереднення результатів вимірювань (три та чотири роки) пов’язані з вимогами нормативних актів та охопленням зразків води з географічно нових, не охоплених раніше, територій України. Наведено середні арифметичні значення та середньоквадратичні відхилення, а також середні геометричні, медіанні, мінімальні та максимальні значення питомої активності 222Rn у 1228 зразках питної води з артезіанських свердловин. Значення середньоквадратичних відхилень результатів вимірювань та близькість медіанних та середніх геометричних значень свідчать про логнормальний характер розподілу питомої активності 222Rn у вибірці. Встановлено, що для 11 % досліджених зразків води вміст 222Rn перевищує встановлений державний норматив для питної води (100 Бк/л). Виявлені високі рівні 222Rn мають відношення до окремих територій, де необхідне більш детальне вивчення радіоактивності підземних вод з метою підготовки та реалізації заходів для поліпшення радіаційного стану питної води. Порівняння результатів дослідження питомої активності 222Rn у питній воді за 2003 – 2021 рр. з відповідними даними за 1989 – 1991 рр. вказує на їх суттєву відмінність: для періоду 1989 – 1991 рр. середні арифметичні та середні геометричні значення значно вищі. Це пов’язано з тим, що відбірка у 1989 – 1991 рр. була більш випадковою, сконцентрованою переважно на території кристалічного щита та меншою мірою – поза його межами. Водночас дані 2003 – 2021 рр. охоплюють значно більшу кількість регіонів, а в розрахунки внесено повторні (з трирічним періодом) результати вимірювань 222Rn для деяких джерел. \u0000З метою встановлення чіткого стану радіоактивності питної води в Україні та з метою мінімізації опромінення людей від її споживання моніторинг вмісту 222Rn у питній воді для окремих регіонів України має бути поширений на джерела води, які залишаються недослідженими.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47449020","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":"Thermal Analysis of Vertical Dry Storage Cask for Nuclear Spent Fuel in Off-Normal Conditions","authors":"М. Makarenko, Yuriy S. Vorobyov, O. Zhabin, М. Vyshemirskyi","doi":"10.32918/nrs.2022.4(96).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).01","url":null,"abstract":"One of the key aspects for safety assessment of spent fuel dry storage systems is evaluation of the temperature profile for spent fuel in various storage conditions. In this effort, a three-dimensional model of a vertical dry storage HI‑STORM 190 UA system for VVER-1000 fuel is developed for ANSYS CFX code. This model is then used for the analysis of spent fuel thermal state in normal conditions and in a hypothetical case of a loss of the fuel canister integrity. Canister depressurization with helium leakage and its substitution with air lead to degradation of heat removal and increase of spent nuclear fuel temperature. \u0000The results presented in this article demonstrate that the maximum cladding temperature of spent fuel does not exceed the design limit in normal storage conditions. In the case of loss of the fuel canister integrity, the maximum cladding temperature exceeds this design limit for normal storage conditions, but remains below the limit for short-term off-normal conditions. The results also demonstrate that loss of the fuel canister integrity leads to insignificant change in vents outlet temperature and cannot be reliably identified by temperature monitoring according to the existing procedures.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47904531","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":"Наукова діяльність ДНТЦ ЯРБ у 2017 – 2021 роках","authors":"N. Valigun, I. Vorobey, O. Korniievska, Yu. Andriushko, O. Pecherytsia","doi":"10.32918/nrs.2022.sp.01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.sp.01","url":null,"abstract":"Основними завданнями наукової діяльності ДНТЦ ЯРБ є: одержання конкурентоздатних наукових і науково-прикладних результатів для вирішення пріоритетних завдань з науково-технічної, експертної та інформаційно-аналітичної підтримки державного органу регулювання ядерної та радіаційної безпеки України; аналіз існуючої системи нормування з метою виявлення неврегульованих аспектів, невизначеностей та протиріч; вивчення та аналіз досвіду експлуатації ядерних установок; вивчення, адаптація та запровадження в практику передових методологій виконання аналізу та оцінки безпеки; освоєння сучасних розрахункових кодів і розроблення моделей для отримання знань про перебіг процесів у компонентах реакторної установки і гермооб'ємі, популяризація наукових досягнень підприємства та надання освітніх послуг, направлених на підвищення професійної кваліфікації та професійної перепідготовки спеціалістів та фахівців у сфері використання ядерної енергії, організація видавничої діяльності тощо. \u0000У статті зазначені основні результати наукової діяльності підприємства за 2017 – 2021 роки, зокрема: описані результати досліджень за напрямами: аналіз досвіду експлуатації ядерних установок, інтегральна система нагляду за безпекою АЕС, аварійна готовність і реагування, поводження з радіоактивними відходами, розглянуто досвід підприємства з розроблення розрахунковий моделей, які дозволяють досліджувати процеси в реакторних установках енергоблоків усіх типів, що експлуатуються на АЕС України, описані напрями освітньої та науково-інформаційної діяльності як у межах України, так і за кордоном. \u0000Науково-дослідні та аналітичні роботи є основою формування науково-технічного потенціалу ДНТЦ ЯРБ, удосконалення розрахунково-аналітичних можливостей та дослідження актуальних питань безпеки використання ядерної енергії. Для підтримки належного рівня компетенції ДНТЦ ЯРБ співпрацює з провідними національними науковими та міжнародними організаціями й установами з метою вироблення єдиних наукових і методичних підходів до ядерної та радіаційної безпеки, обміну науковою інформацією.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47610618","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":"Удосконалення властивостей оболонок твелів для вітчизняного ядерного паливного циклу","authors":"O. Yefimov, M. Pylypenko, V. Kravchenko, L. Liubchik, T. Potanina, T. Yesypenko, T. Harkusha","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).04","url":null,"abstract":"Розглянуто удосконалення властивостей, зокрема корозійної стійкості, конструкційних цирконієвих матеріалів (сплавів) оболонок твелів активних зон ядерних реакторів АЕС для вітчизняного ядерного паливного циклу, згідно зі «Стратегією розвитку енергетики України» до 2035 р., оптимізацією кількості легуючого домішку заліза (Fe) в них. \u0000Обґрунтовано необхідність забезпечення високої корозійної стійкості і надійності оболонок твелів для безпечної експлуатації ядерних реакторів нового покоління двоконтурних АЕС з водою під тиском в умовах експлуатації з тривалістю кампанії 6 – 7 років. \u0000Проаналізовано хімічний склад і механічні властивості цирконієвих сплавів оболонок твелів різних виробників. Проаналізовано вплив різних домішок у злитках цирконієвих сплавів Zr1%Nb вітчизняного виробництва на основі губчастого (магнієтермічного) цирконію, отриманого за українською технологією, та їх властивості. \u0000Доведено, що легування сплаву Zr1%Nb залізом (Fe) є перспективним під час розробки технології виготовлення вітчизняних матеріалів оболонок твелів для реакторів з високою надійністю і безпекою. \u0000Обробка результатів експериментальних досліджень утворення корозії сплавів цирконію з різним вмістом заліза методом двомірної поліноміальної гребеневої регресії з реалізацією на мові програмування Python на основі теорії «машинного навчання» дозволила визначити оптимальне значення необхідної кількості легуючого елемента заліза (Fe) для цирконієвого сплаву Zr1%Nb оболонок твелів українського виробництва. \u0000Запропонований метод може бути ефективно застосований для визначення оптимальної кількості легуючих елементів інших цирконієвих сплавів, перспективних для ядерної енергетики України, зокрема циркалою.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"1 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-09-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42096382","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":"Research of the Stress-Strain State for Steel Support Structures of Nuclear Power Plant Components under Seismic Loads","authors":"O. Shugaylo, S. Bilyk","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).02","url":null,"abstract":"Seismic resistance of equipment and piping of nuclear power plant units is determined, particularly, by seismic resistance of their steel support structures. A significant number of these structures are located in the reactor building of nuclear power plants and belong to seismic resistance categories I and II. Therefore, such support structures of nuclear power plant equipment and piping, in general, shall perform their functions under seismic hazards that correspond to the safe shutdown earthquake and design-basis earthquakes, respectively. \u0000Steel support structures of serial equipment (piping valves, electric and pneumatic drives of piping and pump valves, expansion tanks, etc.) are often designed “on site” in the limited conditions of their actual location. Therefore, it is necessary to design steel support structures of a number of equipment taking into account the fact that it can be connected, in particular, to existing piping with their actual routing. In connection with the above, the research of operation for such support structures under seismic loads is relevant. \u0000The article presents the research results for the spectrum of natural oscillation frequencies of the equipment support structure, and the stress-strain state of the considered structure under seismic loads is determined. At the same time, the parameters during normal operation and maximum design basis accident at the nuclear power plant power unit are considered. The calculated combination of loads, which simultaneously includes two episodic impacts (maximum design basis accident and an earthquake) is considered.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-09-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"43585520","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":"Термінологічні аспекти опису стратегій зняття з експлуатації АЕС","authors":"Yu. Malynovska, Y. Yesypenko, O. Petrenko, V. Kovalchuk, O. Ved’","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).07","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).07","url":null,"abstract":"У статті наведено термінологічний розгляд стратегій та стадій зняття з експлуатації ядерних установок. Актуальність робіт за цим напрямом зумовлена важливістю питань підготовки до безпечного зняття з експлуатації діючих ядерних установок як в Україні, так і в усьому світі, а також необхідністю забезпечення однозначного розуміння спеціалістами концепцій, стратегій та стадій зняття з експлуатації ядерних установок. Розгляд виконано порівнянням визначень та описів, наведених у нормативному акті «Загальні положення безпеки зняття з експлуатації ядерних установок», який набув чинності 15 січня 2021 року, та в низці публікацій МАГАТЕ й нормативних документах КЯР США з питань зняття з експлуатації. \u0000Найбільш поширеними стратегіями зняття з експлуатації ядерних установок є невідкладний демонтаж (immediate dismantling) та відкладений демонтаж (deferred dismantling). Концепція «захоронення на місці» або «могильник» (entombment) не набула поширення й розглядалася як третій варіант зняття з експлуатації в більш ранніх публікаціях МАГАТЕ та присутня в нормативних документах КЯР США, але, відповідно до рекомендацій МАГАТЕ, наразі не вважається допустимим варіантом у разі запланованого остаточного зупину та може розглядатися як можливе рішення у виняткових обставинах (наприклад, важка аварія). \u0000Варіант відкладеного зняття з експлуатації ядерних установок описаний у документі «Загальні положення безпеки зняття з експлуатації ядерних установок» із розподілом на окремі стадії: консервація, витримка, демонтаж. У публікаціях МАГАТЕ та нормативних документах КЯР США ці стадії охоплені загальним описом стратегії (deferred dismantling, safe enclosure, SAFSTOR) та потребують подальших термінологічних досліджень за консультуванням зі спеціалістами за цим напрямом.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-09-21","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"45818626","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}