Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Гібридні енергетичні системи із джерелами ядерної та відновлювальної енергетики","authors":"M. Darybohov, O. Dybach","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).01","url":null,"abstract":"Ядерна та відновлювальна енергетика є низьковуглецевими джерелами енергії. Частка відновлювальних джерел енергії у структурі енергосистем зростає, що вимагає додаткових маневрових потужностей та призводить до зниження ефективності експлуатації енергогенеруючих потужностей, які працюють в базовому режимі. Маневрування потужністю забезпечується проєктними рішеннями в сучасних проєктах атомних станцій (зокрема малих модульних реакторів) та в обмеженому обсязі може бути досягнуто завдяки модифікації діючих АЕС. Актуальним завданням є оптимізація спільної роботи ядерних та відновлювальних енергогенеруючих потужностей із урахуванням їх особливостей для досягнення оптимальних техніко-економічних показників енергосистем. \u0000У статті наведено огляд актуальних міжнародних досліджень та поточний стан впровадження гібридних енергетичних систем із джерелами ядерної та відновлювальної енергетики. Запропоновано визначення терміну «гібридна енергетична система» та наведено огляд програмних засобів для розв’язання задач моделювання і оптимізації ядерно-відновлювальних гібридних енергетичних систем.","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":"44757917","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":"Parametric Analysis of Correlation Functions for Acoustic Monitoring and Assessment of Underground Piping at NPPs","authors":"А. Vladimirsky, I. Vladimirsky, O. Dybach","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).06","url":null,"abstract":"Monitoring and assessment of the technical condition of underground pipelines of process systems important to safety is a relevant task of the ageing management process for existing NPPs. Methods applied in other industries having underground pipelines (oil/gas/public utilities) could be considered. The paper is devoted to theoretical issues of overcoming the interfering redundancy contained in the mutually correlated functions of the acoustic method for inspection of underground pipelines. The method has been tested in intensive leak inspection of urban heating pipelines and potentially could be beneficial for detecting leaks in the early stages of their occurrence in underground pipelines of the essential service water system at NPPs.","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":"43018857","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":"Досвід обстеження опроміненого ядерного палива на АЕС України за допомогою стенду інспекції і ремонту палива","authors":"V. Zuyok, V. Krasnorutskyy, V. Grytsyna, R. Rud, M. Tretyakov, Ya. Kyshtym, V. Hrudnytskyy, V. Zigunov, O. Slyeptsov, I. Kasperovych, Yu. Solovyov, V. Medintsov, R. Glushenkov","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).05","url":null,"abstract":"Під час робіт із впровадження у ДП «НАЕК «Енергоатом» стенду інспекції і ремонту палива виробництва компанії «Westinghouse» (США) фахівцями Відокремленого підрозділу «Атомремонтсервіс» та Науково-технічного комплексу «Ядерний паливний цикл» розроблено і верифіковано методики обробки результатів інспекції тепловидільних збірок, отриманих обладнанням стенду інспекції і ремонту палива, та проведено комплекс робіт з модифікації стенду для забезпечення можливості інспекції тепловидільних збірок виробництва компанії АТ «ТВЭЛ» (РФ) і встановлення формозмінених тепловидільних збірок. \u0000Продемонстровано, що обладнання стенду інспекції і ремонту палива із реалізованими модифікаціями дозволяє з використанням розроблених методик отримати дані, які характеризують технічний стан твелів та тепловидільних збірок, які наразі експлуатуються на АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 типу В-320. \u0000На підставі результатів обстеження близько 86 тепловидільних збірок типу ТВЗ-W/WR (компанії «Westinghouse», США) та 10 тепловидільних збірок типу ТВЗА (компанії АТ «ТВЭЛ», РФ) зроблено висновок, що отримані значення параметрів, які характеризують технічний стан збірок типу ТВЗА і ТВЗ-W/WR, не перевищують межі, закладені під час проєктування палива і обґрунтування безпеки паливних завантажень, у яких експлуатувалися ці тепловидільні збірки. Всі тепловидільні збірки, планова інспекція яких проводилася після 1-3 років експлуатації, використовувалися у наступних паливних завантаженнях. Значення параметрів, які характеризують технічний стан тепловидільних збірок типу ТВЗА і ТВЗ-W/WR після експлуатації протягом чотирьох паливних циклів, вказують на те, що ядерне паливо не вичерпало свій ресурс і має достатній запас контрольованих параметрів для досягнення більш високих глибин вигоряння. \u0000Запропоновано додаткові види інспекції, які можуть дозволити визначати фактори, що дозволять установити запас надійності палива для запобігання різним видам розгерметизації і розробити рекомендації з підвищення безпеки та ефективності його експлуатації. Ці види інспекції охоплюють контроль формозміни оболонки твелів залежно від глибини вигоряння і контроль місця контакту оболонки твелів з дистанціонуючими решітками, які виготовлені з цирконієвого та хромонікелевого сплавів.","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":"49212014","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":"Підвищення безпеки ядерної енергетики з урахуванням уроків важких аварій","authors":"V. Kondratyuk, Y. Pysmennyy, O. Verinov, V. Filatov, I. Ostapenko","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).08","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).08","url":null,"abstract":"Уроки відомих важких (ядерних) аварій визначають необхідність подальшого підвищення безпеки ядерних енергоустановок. У напрямах кваліфікації та модернізації систем управління аваріями це насамперед стосується модернізації системи аварійного електропостачання і модернізації пасивних систем безпеки для подолання аварій з повним тривалим знеструмленням енергоблоків, систем пасивного відведення тепла. Важливим напрямом є зменшення обмежень застосування імовірнісних та детерміністичних методів об'єктивної оцінки рівня безпеки є покращення та розробка сучасних експлуатаційних інструкцій / керівництв управління аваріями із відносно малоймовірними подіями, що мають катастрофічні наслідки. Основні обмеження застосування імовірнісних методів аналізу безпеки пов'язані з недостатньою обґрунтованістю ймовірнісних критеріїв та параметрів безпеки. Основні обмеження застосування відомих детерміністичних методів аналізу безпеки пов'язані з недостатньою фізичною обґрунтованістю окремих параметрів математичних моделей розрахункових кодів, а також ефектами розходження кодів та користувачів. Під час моделювання аварій загалом необхідно враховувати критерії безпеки, встановлені по відношенню до ядерного палива, оболонок ТВЕЛ, умови виникнення парових вибухів та різних видів теплогідродинамічної нестійкості.","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":"44162339","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":"Реалізація першого етапу модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками металу корпусу реактора ВВЕР-1000 енергоблока № 1 Південноукраїнської АЕС","authors":"O. Grytsenko, V. Bukanov, V. Diemokhin, O. Pugach, O. Vasylieva, V. Revka, L. Chyrko, O. Trygubenko, Yu. V. Chaikovskyi","doi":"10.32918/nrs.2022.3(95).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).03","url":null,"abstract":"Необхідною умовою експлуатації реактора ВВЕР-1000 є контроль стану металу корпусу протягом усього строку служби. Штатна програма зразків-свідків дає змогу контролювати стан його корпусу тільки протягом проєктного строку експлуатації. Тому, з метою забезпечення матеріалознавчого супроводу експлуатації корпусу в понадпроєктний період розроблено програми модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 АЕС України. \u0000Суть модернізації полягає в перенесенні контейнерів зі зразками-свідками на рівень нижнього ряду штатної дворядної збірки з поворотом на 180º. Так забезпечується випереджаюче приблизно в 2,5 раза порівняно з корпусом опромінення зразків-свідків та вирівнювання флюенсів швидких нейтронів між зразками з метою підбору представницьких груп для випробувань. \u0000Першим етапом програми модернізації однорядних контейнерних збірок реактора енергоблока № 1 Південноукраїнської АЕС передбачено модернізацію збірки 5Л2 зі зразками металу шва № 3. Її було вивантажено після 28-ї паливної кампанії, модернізовано та повернуто в реактор після 29-ї кампанії. Крім того, в межах проведення дозиметричного експерименту з метою дослідження характеристик поля нейтронів у місцях розташування зразків-свідків штатної програми в реактор було завантажено три метрологічні збірки з розширеним набором індикаторів нейтронного потоку. \u0000Після закінчення 35-ї паливної кампанії модернізовану збірку 5Л2 було вивантажено з реактора й доправлено в Інститут ядерних досліджень Національної академії наук України, де її було розібрано та визначено флюенси швидких нейтронів, накопичені кожним зразком. Крім того, ґрунтуючись зокрема на даних дозиметричного експерименту оцінено похибки визначення флюенсів. \u0000Після опромінення модернізованої контейнерної збірки було отримано 12 штатних зразків Шарпі з близькими флюенсами, що значно перевищують флюенс на корпус. Це, зі свого боку, дозволило провести їх випробування на ударний вигин з дотриманням усіх вимог нормативних документів та виконати достовірну оцінку зсуву критичної температури крихкості металу шва № 3 корпусу реактора енергоблока № 1 Південноукраїнської АЕС у понадпроєктний період його експлуатації.","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":"44350290","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":"Human and Organisational Performance in Nuclear Installations","authors":"","doi":"10.1787/97859635-en","DOIUrl":"https://doi.org/10.1787/97859635-en","url":null,"abstract":"This report from the NEA Working Group on Human and Organisational Performance establishes a common understanding around the terms human performance (HP), organisational performance (OP), and human and organisational factors (HOF) through a simple model. The model presented illustrates the strong inter-relationship between the terms. It shows that HP includes both human activities and the results of these activities. HOF are the factors which have influence on HP in a positive or adverse manner in a given situation. They can be categorised as human, technology-and organisation-related factors which are themselves under continuous interaction with each other. The report highlights the need for all managers to develop an understanding that the continuous application of a systemic approach is required to establish and sustain an effective management system and to foster safety culture.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"30 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-08-03","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"89284027","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":"Mathematical Model of a Local Grid with Small Modular Reactor NPPs","authors":"S. Saukh, А. Borysenko","doi":"10.32918/nrs.2022.2(94).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).05","url":null,"abstract":"The technical and economic processes of the Local Grid, regional electricity system comprising small modular reactor nuclear power plants, renewable electricity generators, and electricity storage systems are investigated. Smart grid technologies are used in the management of such a system. In relation to the electricity system, the Local Grid acts as a consumer or producer of electricity depending on the price situation in the wholesale market and its own ability to balance the volume of electricity generation-consumption. \u0000The Local Grid market is considered to be perfect, otherwise the wholesale electricity market is characterized by imperfect competition. The mathematical model of the Local Grid is offered. The presented model adequately reproduces the characteristics of the interaction between the local market and the wholesale market. The mathematical model is generated in the form of the commitment problem for small modular reactors and electricity storage systems. The model reflects the technological limitations for the loading modes of small modular reactors and units of the energy storage system, which operate in the modes of direct and reverse energy conversion. In particular, the model reflects the shunting modes and start-shutdown modes of small modular reactors and charge-discharge modes of energy storage system units, which together determine flexibility of the operation modes for the entire power system. The commitment problem of small modular reactors of a nuclear power plant, units of the electricity storage system, and transmission lines connecting the Local Grid with the power system is a mixed integer programming problem with an objective function of minimized system costs. \u0000Cluster integer functions are used to reduce the dimensionality of the problems of mathematical modeling the loading modes of the Local Grid in the descriptions for the sets of the same type small modular reactors, as well as the same type energy storage units. The Local Grid model reproduces the modes of its disconnection from the system operator's network to increase nuclear safety in the event of a natural disaster or hostilities. The results of computational experiments on modeling the commitment modes of the local electrical grid are presented. \u0000The experiments used standard data on the volume of electricity consumption and its production from renewable energy sources. The results of the computational experiment confirm the adequacy of the suggested mathematical model for the Local Grid. The presented model is suitable for the use both independently – to analyze Local Grid functioning - and in combination with the models of electric power industry - to determine the impact of the Local Grids on the electricity system. \u0000The article is developed based on the results of the research carried out under target program “Support of State-Priority Research and Scientific and Technical (Experimental) Solutions of the Department of Physical and Technical Proble","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-20","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49175915","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":"Впровадження в Україні сучасних підходів до оцінки пошкоджуваності елементів енергоблоків АЕС від сейсмічних впливів","authors":"О. Sakhno, D. Ryzhov, О-r Shugaylo, Ie. Pavliv, L. Hamrovska","doi":"10.32918/nrs.2022.2(94).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).02","url":null,"abstract":"Імовірнісний аналіз безпеки всіх рівнів повинен розглядати повний спектр вихідних подій для всіх станів реакторної установки, включно з таким екстремальним зовнішнім впливом, як землетрус. \u0000Одними з вихідних даних для розроблення імовірнісного аналізу безпеки від сейсмічних впливів є результати аналізу пошкоджуваності конструкцій, систем та елементів енергоблоків АЕС від сейсмічних впливів. Сейсмічна пошкоджуваність окремих конструкцій, систем та елементів може бути виражена кривою, яка показує умовну ймовірність їх відмови для заданого рівня сейсмічного впливу. З урахуванням розробленої ДП «НАЕК «Енергоатом» та прийнятої Держатомрегулюванням «Концепції виконання імовірнісної оцінки частоти пошкодження активної зони і частоти граничного аварійного викиду від сейсмічного впливу для енергоблоків АЕС України» для цілей імовірнісного аналізу безпеки від сейсмічних впливів енергоблоків АЕС України застосовується підхід, що полягає в синтезі оцінки граничної сейсмостійкості конструкцій, систем та елементів АЕС і імовірнісного аналізу безпеки. У статті розглянуто особливості аналізу пошкоджуваності конструкцій, систем та елементів енергоблоків АЕС України за цим підходом.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-20","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"43608377","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":"Валідація коду Serpent 2 для визначення коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива ВВЕР-1000 у межах підготовки константного забезпечення СВРК АЕС","authors":"O. Trofymenko, А. Yakimchuk, I. Cherepanov, I. Romanenko, V. Gulik, M. Holiuk, O. Khotiaintseva, P. Kutsyn, A. Nosovskyi","doi":"10.32918/nrs.2022.2(94).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).06","url":null,"abstract":"У статті описано валідацію розрахунків коефіцієнта розмноження Монте-Карло кодом Serpent 2. Валідацію проведено порівнянням з іншими нейтронно-фізичними кодами. Опис валідаційної моделі та дані для порівняння взяті з бенчмарку «A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark, NEA/NSC/DOC(2002)10», у якому містяться результати розрахунку нейтронно-фізичних характеристик тепловидільної збірки реактора ВВЕР-1000 такими кодами як-от: MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MCNP4B, MULTICELL. Також виконано порівняння з кодом версією Serpent 1, яка є попередньою версією розглянутого коду Serpent 2. Отримані результати свідчать про коректність розрахунку ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива за допомогою коду Serpent 2 та можливість його застосування на одному рівні з кодами TVS-M та HELIOS, які використовуються для підготовки константного забезпечення систем внутрішньореакторного контролю атомних станцій.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-20","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"46036598","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 спеціального програмного математичного забезпечення управління вентиляційними установками нового безпечного конфайнменту ЧАЕС","authors":"Y. Pysmennyy, Y. Havrylko, P. Krukovskyi, I. Starovit, Y. Diadiushko","doi":"10.32918/nrs.2022.2(94).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).04","url":null,"abstract":"У статті досліджено процеси переміщення повітряних мас з радіоактивними аерозолями як всередині, так і за межі нового безпечного конфайнменту об’єкта «Укриття» Чорнобильської атомної електростанції. \u0000Новий безпечний конфаймент є відносно герметичною спорудою, однак унаслідок великого розміру об’єкта він має нещільності в місцях з’єднань конструкцій, загальна площа яких може сягати 15 м2. На процес обігу та витоків повітря суттєво впливають гідрометеорологічні умови, особливо напрям та швидкість вітру, температура і вологість повітря. \u0000Процеси переміщення повітряних мас з радіоактивними аерозолями описуються складною гідравлічною моделлю об’єкта, котра залежить як від зовнішніх умов, так і від роботи внутрішнього устаткування. \u0000До устаткування, що забезпечує управління переміщенням повітряних мас в новому безпечному конфайменті належать вентиляційні установки. Одним із завдань цих установок є контроль процесів переміщення великих об’ємів повітря всередині, уникнення та мінімізація викидів радіоактивних аерозолів через нещільності за межі нового безпечного конфайнменту. \u0000У результаті аналізу інформації, отриманої від установи, котра займається експлуатацією нового безпечного конфайнменту об’єкта «Укриття», зроблено висновки, що процес прийняття рішень щодо оптимального управління вентиляційним обладнанням можливий лише за умови неперервної обробки різноманітних даних, котрі змінюються впродовж усього строку експлуатації нового безпечного конфайнменту та внесення постійних змін до параметрів використаних моделей, що є складним технічним завданням. \u0000Для вирішення цього технічного завдання необхідно розв’язати наукову задачу, яка полягає у необхідності розробки спеціального програмного математичного забезпечення на основі застосування методів машинного навчання, а саме нейронних мереж, яке б було спроможне врахувати багатофакторні показники та знайти оптимальні алгоритми управління вентиляційними установками нового безпечного конфайнменту. Метою статті є наведення способів оптимізації роботи вентиляційних установок для забезпечення мінімуму викидів радіоактивних аерозолів за межі нового безпечного конфайнменту в режимі реального часу, при обмеженнях на вартість електроенергії. \u0000У статті на основі аналізованих факторів, що впливають на неконтрольовані викиди повітря з радіоактивними аерозолями, запропоновано спеціальне програмне математичне забезпечення, яке дозволило виконати завдання та досягти мети дослідження. У його складі застосована нейронна мережа, навчання котрої проведено на основі розрахованих з експлуатаційних даних показників обігу повітря всередині та ззовні нового безпечного конфайнменту.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-20","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47049516","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}