Nuclear and Radiation Safety最新文献

{"title":"Investigation of the Influence of Gamma Radiation on Structural Transformations in Portlandcement Stone","authors":"D. Anopko, O. Honchar, M. Kochevykh, L. Kushnierova","doi":"10.32918/nrs.2021.4(92).08","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.4(92).08","url":null,"abstract":"The radiation resistance of concrete under the influence of large doses of gamma radiation was investigated. To study the behavior of concrete under the influence of gamma radiation, two series of samples were taken: оne was the reference sample, and the other was exposed to gamma radiation. The temperature of the irradiated samples during testing did not exceed 40 °C, the reference temperature was also accepted to be 40 °C. The dose of gamma radiation was 109 rad. Its value corresponds to the dose that concrete can receive when it comes into contact with high-level radioactive waste from the Shelter over 300 years. Characteristics of an industrial gamma radiation equipment are: radiation energy is 1.25 MeV and dose rate is 2 Mrad/h. The use of such equipment allows reaching a dose of 109 rad in less than a month, and 108 rad - in 4-5 days. Concretes that were 28 days old and stored under normal conditions were exposed to gamma radiation.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-12-13","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49029025","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":"Методологічні підходи до визначення необхідності врахування різних технологічних умов експлуатації елементів енергоблоків АЕС під час оцінки їх сейсмостійкості відповідно до нормативних вимог","authors":"O. Shugaylo, D. Ryzhov, O. Zhabin, I. Danylchuk, I. Trusov, V. Posokh, V. Kurov","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).01","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).01","url":null,"abstract":"Нормативні вимоги до оцінки сейсмостійкості елементів енергоблоків атомних електростанцій передбачають необхідність врахування різних технологічних умов експлуатації в сполученні із сейсмічними впливами. Раніше вже були проаналізовані переваги та недоліки запропонованого експлуатуючою організацією узагальненого алгоритму дій щодо визначення необхідності (або її відсутності) врахування різних сполучень експлуатаційних та сейсмічних навантажень. Встановлено, що вказаний аспект потребує ґрунтовного дослідження для тепломеханічного обладнання, сейсмостійкість якого підтверджена методом GIP-ВВЕР, зокрема: вплив несейсмічних навантажень у разі порушення нормальної експлуатації та проєктної аварії на існуючі результати оцінки сейсмостійкості тепломеханічного обладнання методом GIP-ВВЕР. До того, не вирішеним залишилось також питання коректного визначення технологічних параметрів, які відповідають порушенню нормальної експлуатації та проєктній аварії, для систем та елементів енергоблоків атомних електростанцій, для яких в технологічному регламенті безпечної експлуатації енергоблока не встановлені умови та межі безпечної експлуатації. \u0000У статті містяться методологічні підходи до вирішення вказаних проблемних питань. \u0000Стаття входить до циклу публікацій в журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених розгляду нормативних вимог до сполучень експлуатаційних та сейсмічних навантажень під час оцінки сейсмостійкості різноманітних елементів атомних електростанцій.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"44226537","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":"Огляд референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів","authors":"А. Shepitchak, O. Kukhotskyi, O. Ligotskyy","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).03","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).03","url":null,"abstract":"Дослідницькі реактори є центрами інновацій та розвитку ядерних технологій, енергетики та науки, а сфера їх використання охоплює широкий спектр галузей. Конструкція деяких дослідницьких реакторів подібна до енергетичних ядерних реакторів, оскільки вони призначалися для дослідження нових технологій генерації електроенергії і були прототипами сучасних конструкцій енергетичних ядерних реакторів. Незважаючи на більш низьку потужність і, відповідно, меншу кількість ядерного палива та радіоактивних речовин, що утворюються під час експлуатації дослідницьких реакторів, їх потенційна небезпека для населення і навколишнього середовища все ж велика та потребує належного аналізу безпеки з використанням сучасних методів та з урахуванням досягнутого рівня науки і техніки. Розвиток і підтримка високого рівня безпеки є важливим і першим пріоритетом для забезпечення ефективності та сталого розвитку не тільки дослідницьких реакторів, а й атомних електростанцій. Невід’ємною складовою цього процесу є встановлення вимог з безпеки, які будуть застосовні для всіх типів дослідницьких реакторів і не обмежуватимуть їх потенціал. У листопаді 2020 року, за результатами трирічної діяльності унікальної робочої групи, до складу якої входили фахівці Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», була затверджена остаточна редакція референтних рівнів безпеки для діючих дослідницьких реакторів. Основною метою цих референтних рівнів є встановлення загальних вимог, що поширюватимуться на всі типи дослідницьких реакторів, від практично нульової потужності до десятків мегават, і відповідно гармонізація національних вимог. Це друга стаття серії публікацій у журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених референтним рівням безпеки Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для діючих дослідницьких реакторів. Перша стаття серії присвячена підходам до розробки референтних рівнів безпеки WENRA для діючих дослідницьких реакторів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"44642472","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":"Методологія оцінки допустимих товщин елементів трубопроводів АЕС із вуглецевих сталей в умовах ерозійно-корозійного зносу","authors":"S. Ageiev","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).04","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).04","url":null,"abstract":"У статті описано підхід до оцінки ступеня небезпеки ерозійно-корозійного зносу елементів трубопроводів АЕС із вуглецевих сталей. З метою апробації запропонованого підходу проведено комплекс розрахунково-аналітичних робіт, зокрема: а) проаналізовано існуючий підхід до оцінки ступеня небезпеки ерозійно-корозійного зносу на АЕС України; встановлено його недоліки; б) розроблено алгоритм оцінки ступеня небезпеки ерозійно-корозійного зносу з використанням експрес-оцінки та уточненої процедури; в) верифіковано розрахункові моделі співставленням з іншими існуючими розрахунковими моделями та експериментальними даними з метою демонстрації їх коректності; г) за розробленим підходом виконано оцінку ступеня небезпеки ерозійно-корозійного зносу систем трубопроводів енергоблоків №№ 1 та 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція», виявлених у період експлуатації з 2012 року по 2016 рік. \u0000Розроблений підхід дозволяє: 1) оцінювати ступінь небезпеки ерозійно-корозійного зносу не тільки в окружному напрямку поперечного перерізу труби внаслідок дії внутрішнього тиску (підхід, що базується на вимогах ПНАЭ Г-7-002-86, щодо визначення допустимої товщини стінки бездефектного трубопроводу), але й уздовж осі трубопроводу від одночасної дії внутрішнього тиску, осьового зусилля та моментів згину. Такий підхід особливо актуальний для трубопровідних систем, які, переважно, мають складну просторову конфігурацію, що призводить до виникнення в них осьових зусиль та моментів згину внаслідок дії масових характеристик трубопроводів та арматури, температурних, сейсмічних впливів тощо; 2) оцінювати ступінь небезпеки ерозійно-корозійного зносу не тільки за його глибиною (підхід ИН-Т.0.03.190-14), а й з урахуванням довжини та ширини ерозійно-корозійного зносу. На відміну від існуючого підходу, це дозволяє коректніше оцінювати ступінь небезпеки ерозійно-корозійного зносу.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42977946","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":"Safe Transportation of Nuclear Fuel Assemblies by Means of Wheeled Robotic Platforms","authors":"Dr Alyokhina Svitlana, Dr Nevliudov Igor, Dr Romashov Yurii","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).05","url":null,"abstract":"Certain engineering problems concerning safety of the technological operations of the horizontal transportation of nuclear fuel within the enterprises’ sites were considered. Taking into account current trends in the introduction of robotic systems to reduce the impact of hazardous nuclear materials on personnel, the issue of automated control of the movement of the wheeled robotic platform, which can be used for horizontal transportation of nuclear fuel was studied. The major attention was paid to minimizing the transportation loads on nuclear fuel by means of decreasing the accelerations under its horizontal movement on the robotic wheeled transportation platform, which is a separate issue of the comprehensive safety problem of nuclear materials management. \u0000The research of horizontal movement safety of nuclear fuel by means of the robotic wheeled platforms was limited to defining transportation accelerations and was performed by computer simulations using mathematical models of dynamics and electro-mechanics. The mathematical model of the robotic transport wheeled platform loaded with nuclear fuel with the on-board accelerometer ensuring the required measurements necessary for an automated safe movement control system  was built in the form of the Lagrange equations of the second kind and the electro-mechanics equations of the direct current electric motors. The issue of ensuring smooth running during the displacement of a wheeled platform loaded with nuclear fuel was investigated, since especially in this mode the maximum accelerations are observed, which can lead to nuclear fuel damage. Computer simulation was performed using free Scilab software with open program code. It was demonstrated that due to the proper choice of the time algorithm of the voltage of electric motors, it is possible to ensure a small acceleration during the displacement of a robotic wheeled transport platform loaded with nuclear fuel. The obtained result substantiated the possibility of safe horizontal transportation of nuclear fuel on robotic wheeled platforms within the territories of enterprises, which will significantly reduce the harmful impact of hazardous nuclear materials on industrial personnel.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"45278349","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":"Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000","authors":"Ie. Bilodid, O. Dudka, Y. Kovbasenko","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).02","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).02","url":null,"abstract":"У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. \u0000Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок. \u0000На основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47357706","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":"Основні результати аналізу подій на АЕС України, пов’язаних із захисною оболонкою","authors":"O-i Shugailo, O. Ligotskyy, R. Serafyn, O. Pecherytsia, А. Panchenko","doi":"10.32918/nrs.2021.3(91).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).06","url":null,"abstract":"У цій статті наведені основні результати аналізу експлуатаційних подій на АЕС України та світу, пов’язаних з захисною оболонкою та системами, які забезпечують її працездатність. \u0000Основною метою цього аналізу було здобуття загальних та конкретних уроків, які дозволять запобігти повторенню подій у майбутньому. Обсяги аналізу охоплюють структурні елементи споруди захисної оболонки та інші системи, необхідні для забезпечення її функціонування. Під час проведення аналізу розглянуті експлуатаційні події розділено на категорії (ті, що впливають або можуть вплинути на виконання захисною оболонкою своїх локалізуючих функцій, і ті, що не впливають). Встановлено, що до категорії подій, що впливають на виконання захисною оболонкою проєктних функцій, належать випадки відмови арматурних канатів  системи переднапруження захисної оболонки і ці випадки розглянуто детально, починаючи з 1980 року з урахуванням історії та причин зміни проєктних значень зусиль натягу арматурних канатів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49343869","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":"Nuclear Safety Research Support Facilities for Existing and Advanced Reactors","authors":"","doi":"10.1787/deb42707-en","DOIUrl":"https://doi.org/10.1787/deb42707-en","url":null,"abstract":"","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":"10 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-09-08","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"79122068","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":"Новий метод рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь для програмного забезпечення СВРК ВВЕР-1000","authors":"А. Aksonov, O. Trofymenko, D. Budik, А. Nosovskyi, V. Gulik","doi":"10.32918/NRS.2021.2(90).06","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/NRS.2021.2(90).06","url":null,"abstract":"Точна та оперативна інформація про експлуатаційні характеристики ядерного реактора, джерелом якої є система внутрішньореакторного контролю, дає змогу оцінити рівень безпеки у процесі експлуатації енергоблоків АЕС. На цей час в Україні завершується розробка власного математичного забезпечення для системи внутрішньореакторного контролю ВВЕР-1000, що є однією із важливих умов реалізації програми диверсифікації ядерного палива. Науковий колектив ПрАТ «СНВО «Імпульс» розробив математичне забезпечення національного розрахункового комплексу на основі гібридного методу рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь, що об’єднує в собі метод кінцевих різниць та нодальний метод. У статті наведено методологію рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь гібридним методом для гексагональної геометрії. Наведено порівняння розрахунку, виконаного розробленим кодом на основі гібридного методу, з даними, зазначеними в бенчмарку AER-FCM101. Результати порівняння з бенчмарком свідчать про високу точність розробленого програмного забезпечення для розрахунку стаціонарного стану активної зони. Показано, що можна досягти відхилення від результатів бенчмарка приблизно 2-3 pcm для ефективного коефіцієнта розмноження. Найкраще узгодження з бенчмарком по енерговиділенню (для KV максимальне відхилення – 1,52 %, середньо-квадратичне відхилення – 0,531 %) досягається за 54 нодами на одну тепловидільну збірку в плані та за 24 однаковими за висотою шарами в аксіальному напрямку. Гібридний метод, для тієї самої розрахункової сітки, дає вищу точність ніж метод кінцевих різниць, особливо в областях з високою неоднорідністю розподілу нейтронів.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-06-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"48269797","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":"Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС","authors":"Ya. Cherniak, O-i Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova, V. Demeshko","doi":"10.32918/NRS.2021.1(89).05","DOIUrl":"https://doi.org/10.32918/NRS.2021.1(89).05","url":null,"abstract":"Умови експлуатації деталей головного ущільнення реактора призводять до того, що механічні властивості шпильки з часом змінюються та розподіляються по довжині нерівномірно. Такий розподіл механічних властивостей потребує врахування під час оцінки міцності головного ущільнення реактора і безпосередньо самої шпильки. У цій статті проаналізовано досвід виконання робіт з оцінки технічного стану деталей головного ущільнення реактора енергоблоків № 1 – 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція» під час переходу до довгострокової експлуатації з урахуванням результатів проведених державних експертиз ядерної та радіаційної безпеки. Розглянуто узагальнені відомості щодо впливу експлуатаційних факторів на властивості металу деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000. Проаналізовано необхідність урахування змін властивостей металу деталей вузла головного ущільнення реактора під час їх розрахункових обґрунтувань міцності та вплив цих факторів на формування заходів з управління старінням.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-03-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49656750","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}