Nuclear and Radiation Safety
Latest Publications


TOTAL DOCUMENTS

621
(FIVE YEARS 109)

H-INDEX

4
(FIVE YEARS 3)

Published By State Scientific And Technical Center For Nuclear And Radiation Safety

2073-6231

2021 ◽  
pp. 40-52
Author(s):  
O. Khotiaintseva ◽  
V. Khotiaintsev ◽  
M. Goliuk ◽  
А. Nosovskyi ◽  
V. Gulik

У статті продемонстровані можливості коду Serpent на основі методу Монте-Карло як ефективного надійного інструмента для розрахунку характеристик поля фотонного випромінювання і радіаційних параметрів. Розглядається біологічний захист зі звичайного бетону в бар’єрній геометрії і нормальне падіння фотонів від моноенергетичного джерела для набору енергій, характерних для випромінювання відпрацьованого ядерного палива. За допомогою коду Serpent розраховані кратність ослаблення випромінювання за дозою в повітрі і фактори накопичення (числовий, енергетичний і дозовий), проаналізована їх залежність від товщини захисту і від енергії фотонів. Одержані залежності відображають закономірності, характерні для проходження фотонного випромінювання через звичайний бетон біологічного захисту. Показано, що результати розрахунків кодом Serpent узгоджуються з наявними в науковій літературі даними, одержаними іншими методами, а також з результатами програми XCOM.


2021 ◽  
pp. 33-39
Author(s):  
S. Alyokhina ◽  
А. Kostikov ◽  
N. Smetankina ◽  
P. Gontarovskyi ◽  
N. Garmash ◽  
...  

The work is devoted to the development of methodologies for determining the thermal and thermal-stress states of the main equipment in dry container storage facilities for spent nuclear fuel. Storage facilities of this type are most common for spent fuel of nuclear power reactors. The safety of storage equipment in terms of assessing its service life is not covered widely enough in the world scientific literature. In particular, there are no effective methods for calculating the thermal and thermal-stress states of the equipment that would take into account the influence of many external factors throughout the life of a storage facility. To assess the thermal state of the containers, forward conjugate heat transfer problems, accounting for the mutual heat transfer in both a solid body and in the fluid environment (air), are proposed to be solved. Based on the solution of the conjugate heat transfer problems, the boundary conditions are to be determined to further assess the thermal-stress state of storage containers using inverse heat transfer problems. The proposed approach to determining the thermal and thermal-stress states of a concrete spent fuel container will promote more effective methods for assessing the service life of dry spent fuel storage facilities, which is, in turn, necessary in the development of ageing management programs for storage equipment and long-term safe operation.


2021 ◽  
pp. 4-11
Author(s):  
O-r Shugaylo ◽  
D. Ryzhov

Згідно з вимогами до сейсмостійкого проєктування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій обґрунтування сейсмостійкості обладнання, трубопроводів атомних станцій та їх опорних конструкцій виконується розрахунковими, експериментальними методами або їх комбінацією з урахуванням чинних нормативних документів та стандартів. Отже, необхідність виконання оцінки сейсмічної міцності елементів атомних станцій ставить фахівця перед вибором нормативного документа, відповідно до якого будуть виконуватися розрахунки. Щодо корпусного тепломеханічного обладнання та трубопроводів це питання є тривіальним, оскільки вже багато років розрахункова оцінка сейсмічної міцності цих елементів виконується відповідно до норм розрахунків на міцність обладнання та трубопроводів атомних станцій. Водночас, вирішення питання коректного вибору нормативних документів та підходів до оцінки сейсмічної міцності сталевих опорних конструкцій обладнання і трубопроводів атомних станцій спричиняє певні складнощі. У статті визначені загальні принципи оцінки сейсмічної міцності сталевих опорних конструкцій обладнання і трубопроводів атомних станцій відповідно до сучасних нормативних вимог та міжнародного досвіду, які успішно впроваджуються в практику експлуатуючої організації з оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій. Стаття входить до циклу публікацій в журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених розгляду різних аспектів практичного використання нормативних вимог до оцінки сейсмостійкості елементів атомних станцій.


2021 ◽  
pp. 12-18
Author(s):  
A. Ilina ◽  
O. Ponochovnyy ◽  
V. Pustovit ◽  
D. Gumenyuk ◽  
M. Vyshemirskyi

У статті наведено результати робіт з розробки проєкту Регулюючого керівництва із застосування та обґрунтування ризик-інформованого технічного обслуговування і ремонтів, положення якого будуть використовуватись як додаткові до нормативного документа з ядерної та радіаційної безпеки НП 306.2.217‑2017 «Вимоги до ризик-інформованого прийняття рішень з безпеки атомних станцій» і застосовуватись разом з положеннями інших регулюючих керівництв під час впровадження та застосування ризик-інформованих підходів в експлуатаційну діяльність АЕС України. Зазначене Регулююче керівництво містить рекомендації з виконання державної експертизи (технічної оцінки) ядерної та радіаційної безпеки матеріалів обґрунтування впровадження та застосування ризик-інформованих підходів для оптимізації технічного обслуговування і ремонтів систем, важливих для безпеки, на енергоблоках атомних електростанцій України. Після погодження та введення в дію у встановленому порядку Державною інспекцією ядерного регулювання України Регулююче керівництво буде використовуватися посадовими особами інспекції та експертами організації її технічної підтримки (Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки»).


2021 ◽  
pp. 27-32
Author(s):  
K. Fuzik ◽  
S. Kondratiev ◽  
L. Kutina

У статті наведено узагальнені результати аналізу і оцінки національної нормативної бази в сфері перевезення радіоактивних матеріалів щодо її відповідності рекомендаціям Міжнародного агентства з атомної енергії. За результатами аналізу з урахуванням досвіду Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки» з експертної та науково-технічної підтримки регулюючої діяльності у сфері перевезення радіоактивних матеріалів визначені рекомендації з удосконалення регулюючих вимог за встановленими напрямами з метою гармонізації національної нормативної бази у сфері використання ядерної енергії з міжнародними рекомендаціями. Висвітлено актуальний стан перегляду або розробки нових нормативних документів в сфері перевезення радіоактивних матеріалів.


2021 ◽  
pp. 53-59
Author(s):  
G. Riedkina ◽  
V. Grytsyna ◽  
S. Klymenko ◽  
Т. Chernyayeva

Low-cycle fatigue testing was conducted on annular samples with an outer diameter of 9.13 mm, a wall thickness of 0.68 mm and a width of 2.7 mm, namely: non-hydrogenated samples (cut out of standard Zr‑1%Nb cladding tubes); hydrogenated samples with a hydrogen concentration of 50 ... 400 ppm; samples cut out from hydrogenated dummy claddings after hydride reorientation tests performed according to various test modes. The tests were conducted at the temperatures of 25, 180, 350, 400 and 450 °С. The results obtained demonstrate that with increasing the hydrogen content in Zr-1%Nb alloy claddings the fatigue life increases.


2021 ◽  
pp. 19-26
Author(s):  
V. Bogorad ◽  
T. Lytvynska ◽  
O. Slepchenko ◽  
D. Bielykh

Стаття присвячена одному з актуальних питань переходу України на нові норми радіаційної безпеки, проєкт яких на сьогодні активно обговорюється фахівцями. У статті розглянуті питання категоризації персоналу, надана коротка характеристика відображення цих аспектів у чинних Державних гігієнічних нормативах «Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)» та зміни, що пропонуються до введення проєктом нового документа. У статті також наведено коротку характеристику чинних Державних гігієнічних нормативів «Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)» та «General Safety Requirements Part 3» (GSR Part 3) і уточнюючі роз’яснення до таких понять як ситуація опромінення та гранична доза. Головною темою статті є проблеми, пов’язані зі зміною принципів категоризації персоналу та введенням нових критеріїв встановлення категорії персоналу. Автори в рамках статті наводять своє бачення цієї проблеми, пов’язуючи її вирішення з поняттям граничної дози як інструмента оптимізації. Стаття, на думку авторів, має зацікавити широке коло як фахівців у сфері радіаційного захисту, які безпосередньо працюють у різних сферах використання джерел іонізуючого випромінювання, так і фахівців, які безпосередньо займаються нормуванням в напрямку регулювання безпеки поводження з джерелами іонізуючого випромінювання.


2021 ◽  
pp. 60-66
Author(s):  
D. Anopko ◽  
O. Honchar ◽  
M. Kochevykh ◽  
L. Kushnierova

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.


2021 ◽  
pp. 51-62
Author(s):  
O-i Shugailo ◽  
O. Ligotskyy ◽  
R. Serafyn ◽  
O. Pecherytsia ◽  
А. Panchenko

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. Основною 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.


2021 ◽  
pp. 32-42
Author(s):  
S. Ageiev

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. Розроблений 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.


Sign in / Sign up

Export Citation Format

Share Document