Щоб переглянути інші типи публікацій з цієї теми, перейдіть за посиланням: Реактор ядерний.
Статті в журналах з теми "Реактор ядерний"
Оформте джерело за APA, MLA, Chicago, Harvard та іншими стилями
Ознайомтеся з топ-50 статей у журналах для дослідження на тему "Реактор ядерний".
Біля кожної праці в переліку літератури доступна кнопка «Додати до бібліографії». Скористайтеся нею – і ми автоматично оформимо бібліографічне посилання на обрану працю в потрібному вам стилі цитування: APA, MLA, «Гарвард», «Чикаго», «Ванкувер» тощо.
Також ви можете завантажити повний текст наукової публікації у форматі «.pdf» та прочитати онлайн анотацію до роботи, якщо відповідні параметри наявні в метаданих.
Переглядайте статті в журналах для різних дисциплін та оформлюйте правильно вашу бібліографію.
1
Яковлев, Р. М., та И. А. Обухова. "НА ПУТИ К БЕЗОПАСНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ". Биосфера 9, № 2 (2017): 27. http://dx.doi.org/10.24855/biosfera.v9i2.354.
Повний текст джерелаАнотація:
Две катастрофы планетарного масштаба в Чернобыле и Фукусиме и множество других аварий и инцидентов на предприятиях атомной промышленности создают значительный риск для биосферы. Все установленные на атомных электростанциях (АЭС) реакторы и хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) представляют высокую опасность из-за огромного количества радионуклидов, накопленных в ОЯТ, значительная часть которых может быть выброшена во внешнюю среду в чрезвычайных ситуациях, обусловленных совершенно разными, а потому непредсказуемыми причинами. Из действующих реакторов наибольшую опасность представляют блоки типа Чернобыльского (реактор большой мощности канального типа – РБМК). Высокую радиационную опасность представляет смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо), которое пока используется в небольшом числе реакторов, но предполагается для широкого использования. Производство такого топлива сопряжено с отравлением внешней среды плутонием. Особую опасность создает возможность использования МОКС-топлива в «грязной» атомной бомбе. Еще более высокую опасность для среды представят реакторы на быстрых нейтронах с ядерным топливом на основе плутония, который при каждом реакторе необходим в количестве 20 тонн для замыкания топливного цикла. Плутоний при аварии в тысячи раз опасней для среды и жизни людей, чем цезий-137. Кроме того, из плутония любого изотопного состава может быть изготовлено ядерное взрывное устройство. Возможности получения необходимого количества плутония возрастают вследствие расширения географии ядерной энергетики. Экологический и террористический риск, обусловленный атомной энергетикой, можно минимизировать при переходе от уран-плутониевого ядерного топливного цикла к торий- урановому. Жидкое торий-урановое топливо можно корректировать по составу в активной зоне реактора, удаляя и аккумулируя летучие и газообразные продукты, а в критической ситуации можно слить. Начало такому переходу могут положить реакторы небольшой мощности. С большой атомной энергетикой следует подождать, остановив как можно скорее все РБМК-реакторы, высокий уровень опасности которых рассмотрен в этой статье.
2
Чернавский, С.Я. "Драйверы и тормозы развития ядерной энергетики". Энергетическая политика, № 1, 2023 (23 січня 2023): 38–55. https://doi.org/10.5281/zenodo.7794777.
Повний текст джерелаАнотація:
В конце 1930‑х гг. была обнаружена возможность осуществления цепной реакции деления ядер изотопа урана‑235, в ходе которой выделяется энергия внутриядерных связей (далее ядерная энергия), и образуются новые вещества, одни из которых представляет собой отходы деления урана‑235, а другие (например, плутоний‑239) могут быть использованы как источник ядерной энергии. Количество высвобождаемой ядерной энергии было столь велико, что вначале изучалась только перспектива ее использования для создания нового оружия огромной мощности. В решение этой задачи в нескольких странах были вложены очень большие интеллектуальные, материальные и финансовые ресурсы. В результате удалось разработать несколько конструкций ядерных реакторов, в которых осуществлялись управляемые ядерные реакции с получением двух видов продуктов: (1) веществ, которые можно использовать для изготовления урановых и плутониевых атомных бомб и (2) тепла, которое можно использовать для подогрева воды и приготовления водяного пара. Были установлены условия, необходимые для обеспечения в ядерном реакторе управляемой реакции деления урана‑235, в том числе, состав и форма ядерного топлива, основу которого составляет делящийся изотоп урана. Но в природе уран‑235 – редкое вещество. Так, в природном уране содержится только около 0,72 % этого изотопа, а около 99,27 % – это неделящийся изотоп уран‑238. Для того чтобы изготовить из природного урана ядерное топливо для АЭС, необходимо увеличить концентрацию урана‑235, осуществляя для этого фазовые переходы твердого вещества в газ и газа в твердое вещество. Сложность и высокая стоимость изготовления ядерного топлива определяются не только необходимостью обогащать природный уран, но и тем, что для извлечения природного урана приходится перерабатывать огромные массы природных материалов – даже в богатой ураном горной руде содержится всего около 0,2 % природного урана (NEPSG, 1977). Так что только несколько промышленно развитых стран были способны преодолеть сложности, возникающие при изготовлении топлива для ядерных реакторов. Идея использовать ядерную энергию для производства электроэнергии, как известно, впервые была воплощена в СССР, когда в 1954 г. в г. Обнинске была введена в эксплуатацию АЭС электрической мощностью 5 МВт. Было ясно, что, увеличивая мощность ядерного реактора, можно добиться значительного снижения удельных издержек производства электроэнергии. В 1958 г. в США была введена в строй АЭС Shippingport электрической мощностью 68 МВт. Единичная мощность сооружаемых энергоблоков АЭС быстро увеличилась до 400–1000 МВт. В этом диапазоне действовал эффект экономии от масштаба – с ростом единичной мощности энергоблоков АЭС снижались удельные издержки производства электроэнергии. К началу 1960‑х гг. во многих странах АЭС с крупными энергоблоками стали рентабельными при покрытии базовой части графика электрической нагрузки.
3
Терская, А. А., та Р. Р. Вилданов. "Ядерные модульные реакторы". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 224–26. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-652.
Повний текст джерелаАнотація:
Ядерные модульные реакторы (ЯМР), представляют собой небольшие и безопасные ядерные реакторы. В отличие от традиционных ядерных реакторов большой мощности, ЯМР могут быть построены на заводах и использованы для производства энергии. После использования они могут быть заменены на новые, что обеспечивает непрерывность процесса производства энергии. Ядерные модульные реакторы также отличаются высокой эффективностью по сравнению с традиционными реакторами. Современные технологии позволяют контролировать процесс работы реактора на более точном уровне, что позволяет максимально эффективно использовать топливо и снижать количество радиоактивных отходов.
4
Ижутов, А. Л., М. С. Каплина, Н. К. Калинина, Н. Ю. Марихин, В. С. Моисеев та О. И. Дреганов. "МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫХОДА ГПД ИЗ ТВЭЛОВ". Вестник НИЯУ МИФИ 14, № 2 (2025): 93–102. https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.2.1.
Повний текст джерелаАнотація:
Высокопоточный исследовательский реактор СМ создан в 1961 году. Он относится к классу корпусных высокопоточных реакторов ловушечного типа с промежуточным спектром нейтронов, с охлаждением активной зоны водой под давлением, что позволяет получать высокие плотности потока тепловых нейтронов в замедляющей ловушке в центре активной зоны с жестким спектром нейтронов при максимальном сокращении объема активной зоны. Приоритетным направлением деятельности реактора СМ являются энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика. Развивающими данные направления критическими технологиями, являются физика и техника высокопоточных исследовательских реакторов, технологии эксплуатации и ядерного топливного цикла исследовательских реакторов, безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом. В экспериментальных ячейках и каналах реактора СМ проводятся работы по облучению образцов реакторных материалов в заданных условиях, изучению свойств различных материалов под облучением, получения широкого спектра радиоактивных нуклидов, исследований в области ядерной физики. Иногда, в обоснование надежности эксплуатации новых топливных компонентов, требуется определить долю выхода газовых продуктов деления, выходящих за пределы их защитных оболочек во время облучения. В работе представлен методический подход, используемый в АО «ГНЦ НИИАР» для получения данных об активности и нуклидном составе газовых продуктов деления при отборах проб газа непосредственно из герметичной полости с твэлами во время испытаний.
5
Инсепов, З., А. А. Калыбай, З. А. Мансуров, Б. Т. Лесбаев, А. Хасанейн та Ж. Алсар. "Ядерно-химические характеристики подкритических ториевых реакторов с внешним нейтронным источником: обзор". Горение и плазмохимия 22, № 4 (2024): 297–308. https://doi.org/10.18321/cpc22(4)297-308.
Повний текст джерелаАнотація:
В связи с ухудшением экологической ситуации проблема декарбонизации требует использования всех доступных низкоуглеродных технологий. Атомная энергетика является одним из перспективных источников низкоуглеродного производства электро- и теплоэнергии, которая может способствовать достижению углеродной нейтральности. Развитие ядерной энергетики невозможно без надежного обеспечения топливным материалом и в данной статье обращается внимание на возможность использования слаборадиоактивного тория-232 (Th-232) в качестве альтернативного топлива для ядерных реакторов. В настоящем обзоре приведены преимущества использования ториевого топлива в различных типах реакторов, таких как легководные реакторы (LWR), водо-водяные реакторы под давлением (PWR) и реакторы на расплавленных солях – жидкосолевые реакторы (MSR). Показано, что ториевый топливный цикл может быть использован в конструкциях реакторов LWR и MSR с незначительными техническими изменениями. Рассмотрены преимущества экспериментального реактора на основе тория на расплавленных солях (Thorium-based Molten Salt Reactor – TMSR), разрабатываемого и внедряемого в Китае в качестве успешного проекта по запуску ториевого цикла как альтернативы традиционному топливу на основе урана. Кроме того, обсуждены проблемы и причины возросшего в настоящее время интереса к жизнеспособности ториевого топливного цикла.
6
Kukhotskyi, O., A. Shyshuta, V. Bakanov, O. Serhiienko, O. Ligotskyy та D. Gumenyuk. "Дослідження потреб регулюючої бази для ліцензування інноваційних ядерних установок в межах проєкту HARMONISE". Nuclear and Radiation Safety, № 2(102) (25 червня 2024): 4–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.2(102).01.
Повний текст джерелаАнотація:
Зараз у ядерній галузі світу здійснюється інтенсивний розвиток та розроблення нових ядерних установок, як-от малі модульні реактори, інноваційні ядерні установки поділу (Покоління IV) та термоядерного синтезу. Очікується, що інноваційні ядерні установки створять нові виклики для поточного процесу ліцензування. Тому, у міжнародному співтоваристві актуальним завданням є перегляд наявних підходів, зокрема регулюючої бази, включення нових концепцій і надання достатніх можливостей для забезпечення безпеки таких установок. Першим кроком є визначення потреб для ліцензування інноваційних ядерних установок та створення гармонізованої і всеосяжної з ними системи ліцензування. З цією метою Європейським співтовариством з атомної енергії (Євратом) ініційовано низку програм дослідження. HARMONISE – це проєкт, що реалізується у межах Програми з досліджень і навчання Євратома (2021–2025), який вивчає питання гармонізації ліцензування майбутніх ядерно-енергетичних технологій у Європі під час проведення досліджень і співпраці з метою стандартизації регулювання ядерної безпеки в Європейському Союзі. Основними завданнями HARMONISE є: аналіз попередніх оцінок безпеки інноваційних ядерних установок поділу та термоядерного синтезу; вивчення потреб для ліцензування інноваційних ядерних установок; вивчення підходів, заснованих на оцінці ризиків, що використовуються, під час ліцензування та ухвалення регуляторних рішень; визначення межі гармонізації та стандартизації для оцінок компонентів, методологій, нормативів і стандартів; вивчення попереднього досвіду з гармонізації. Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки» (ДНТЦ ЯРБ) бере участь у 4 робочих пакетах з 6: WP1 – робота із зацікавленими сторонами для ефективної комунікації та залучення для збору вхідних та вихідних даних проєкту; WP2 – аналіз потреб ліцензування інноваційних ядерних установок; WP3 – розроблення технологічної, ризик-інформованої нормативної основи; WP5 – поширення, використання та комунікація. Ця стаття є представленням поточних результатів роботи ДНТЦ ЯРБ у межах пакета WP2. Основним завданням пакета WP2 є розроблення рекомендацій щодо загального підходу та адаптації наявного процесу ліцензування ядерних установок до гармонізованого, що охоплюватиме особливості інноваційних проєктів ядерних установок поділу та термоядерного синтезу. Діяльність за пакетом складається з трьох етапів: (1) огляд безпеки та особливостей таких установок, дослідження застосовності чинних вимог та рекомендацій, (2) ідентифікація загальних підходів до ліцензування ядерних установок у країнах учасницях та МАГАТЕ та (3) власне розробка рекомендацій для гармонізації наявного процесу ліцензування ядерних установок.
7
Shepitchak, А., O. Kukhotskyi та O. Ligotskyy. "Огляд референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 3(91) (17 вересня 2021): 22–31. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).03.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
8
Kornilov, O., та M. Vyshemirskyi. "Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 2(106) (26 червня 2025): 4–14. https://doi.org/10.32918/nrs.2025.2(106).01.
Повний текст джерелаАнотація:
Протягом останніх десятиліть розвиток ядерної енергетики відзначається зростаючим інтересом до малих модульних реакторів, які розглядаються як перспективне рішення для подолання низки обмежень, властивих традиційним атомним електростанціям великої потужності. Малі модульні реактори, зі свого боку, мають низку переваг, що полягають у зменшенні капітальних витрат, скороченні строків будівництва й підвищенні рівня безпеки завдяки застосуванню передових концепцій у реакторах IV покоління й ширшому впровадженню пасивних систем безпеки в легководних установках. Станом на 2024 рік інформаційна система ARIS (Advanced Reactors Information System) Міжнародного агентства з атомної енергії та спеціалізовані каталоги малих модульних реакторів містять дані приблизно про 70 проєктів, зокрема наземних, морських та мікрореакторів. Деякі з них, такі як малі модульні реактори NuScale (США), BWRX-300 (General Electric Hitachi) та малі модульні реактори від Rolls-Royce, уже отримали схвалення проєкту або пройшли передліцензійне оцінювання безпеки. Утім, розробка малих модульних реакторів супроводжується серйозними викликами, пов’язаними з відсутністю експлуатаційного досвіду й необхідністю всебічного обґрунтування безпеки. Це вимагає проведення значного обсягу науково-дослідних робіт, які поєднують аналітичні й експериментальні дослідження для підтвердження придатності наявних розрахункових інструментів до моделювання нових реакторів під час нормальної експлуатації та за аварійних умов, і прийнятності обраних проєктних рішень. Показовим прикладом діяльності, спрямованої на вирішення зазначених питань, є проєкт розробки експериментальної установки MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor), започаткований у 2000 році за підтримки Міністерства енергетики США. Проведені у межах цього проєкту дослідження природної циркуляції та поведінки систем в умовах аварій лягли в основу проєктно-конструкторських рішень малого модульного реактора NuScale, схваленого Комісією з ядерного регулювання США у 2020 році. Попри завершення проєкту, установка OSU-MASLWR досі використовується як міжнародна дослідницька платформа. Зокрема, у 2010 році Міжнародним агентством з атомної енергії на її базі було започатковано проведення так званої Міжнародної стандартної задачі (International Collaborative Standard Problem, ICSP), спрямованої на оцінку здатності сучасних теплогідравлічних кодів до моделювання реакторів інтегральної компоновки. І хоча на момент проведення задачі представники України не брали участі в моделюванні, з огляду на публічні заяви АТ «НАЕК «Енергоатом» щодо потенційного впровадження малих модульних реакторів в Україні, керівництвом Державного науково-технічного центру з ядерної та радіаційної безпеки в межах власної науково-дослідної програми ініційовано роботи з моделювання та проведення пост-тестових розрахунків експериментів OSU-MASLWR. Метою роботи є напрацювання досвіду моделювання процесів відведення тепла в інтегральному малому модульному реакторі під час аварій з використанням системного теплогідравлічного коду TRACE, а також оцінка принципової здатності цього коду відтворювати поведінку систем на природній циркуляції. У цій статті наведено окремі результати виконаного в Державному науково-технічному центрі з ядерної та радіаційної безпеки розрахункового аналізу одного з експериментів OSU‑MASLWR, пов’язаного з повною втратою подачі живильної води до парогенератора, з використанням зазначеного коду.
9
Богма, Сергей Александрович, та Валентина Владимировна Шевченко. "Проблемы работы ядерных энергетических установок АЭС в неноминальных режимах". Сборник научных трудов "Системы обработки информации" (ISSN 1681-7710) 1, № 59 (2007): 134–40. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527187.
Повний текст джерелаАнотація:
<strong>На русском:</strong> [Богма С.А., Шевченко В.В. Проблемы работы ядерных энергетических установок АЭС в неноминальных режимах // Сборник научных трудов "Системы обработки информации" (ISSN 1681-7710), №1(59). - Украина, Харьков: Харьковский университет воздушных сил им. И. Кожедуба, 2007. - С. 134-140. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527175] В работе приведены результаты разработки и экспериментального исследования акустического уровнемера погружного типа, предназначенного для измерения различных параметров жидкости в резервуарах, в том числе во взрывоопасных зонах. Получены аналитические выражения для калибровки и учета погрешностей прибора. <strong>Ключевые слова:</strong> атомная энергетика, атомная электростанция, атомный реактор, режимы работы реактора. На сайте издательства: сборник, статья - скачать pdf Репозиторий НТУ "ХПИ" - загрузить pdf. Библиотека Вернадского (скачать pdf) <strong>Українською:</strong> [Богма С.О., Шевченко В.В. Проблеми роботи ядерних енергетичних установок АЕС у неномінальних режимах (poc.) // Збірник наукових праць "Системи обробки інформації" (ISSN 1681-7710), №1 (59). - Україна, Харків: Харківський університет повітряних сил ім. І. Кожедуба, 2007. - С. 134-140. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527175] На базі аналізу конструкцій і можливих експлуатаційних режимів роботи ядерних реакторів сучасних АЕС розглянуті особливості їх роботи при нормальній та аварійній експлуатації, оцінені межі можливого зниження навантажень на працюючий реактор, дана оцінка можливих причин виходу його з ладу. <strong>Ключові слова:</strong> атомна енергетика, атомна електростанція, атомний реактор, режими роботи реактора. <strong>In English:</strong> [Bogma S.A., Shevchenko Valentina V. (2007) Problems of work of nuclear power installations of atomic power stations in not nominal modes (rus.) / Information Processing Systems (ISSN 1681-7710), 1(59), pp. 134-140. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527175] On the basis of the analysis constructions and possible operation modes of operations kernel reactors modern АЕР plants the features of their operation are considered at normal and emergency maintenance, the limits of possible lowering of loads on working reactor evaluated, the estimation of the possible reasons of an exit it out of emergency operation is given. <strong>Keywords:</strong> nuclear power, nuclear power plant, nuclear reactor, operating modes of the reactor.
10
Darybohov, M., та O. Dybach. "Гібридні енергетичні системи із джерелами ядерної та відновлювальної енергетики". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 5–14. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).01.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
 У 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.
11
Grytsenko, O., V. Bukanov, V. Diemokhin та ін. "Реалізація першого етапу модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками металу корпусу реактора ВВЕР-1000 енергоблока № 1 Південноукраїнської АЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 27–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).03.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
 Суть 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.
 Першим 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.
 Після 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.
 Після 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.
12
Kukhotskyi, O., O. Ligotskyy, O.-i. Shugailo та A. Shepitchak. "Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок – стан, перспективи та підходи до гармонізації". Nuclear and Radiation Safety, № 4(100) (14 грудня 2023): 12–24. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).02.
Повний текст джерелаАнотація:
Ця стаття є продовженням розпочатої серії наукових статей у цьому журналі, присвячених розвитку, удосконаленню та гармонізації нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки дослідницьких ядерних установок. Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок донедавна була досить обмеженою і застарілою, успадкованою Україною від колишнього СРСР, до того не оновлювалася протягом тривалого часу, тому вона повною мірою не відповідала сучасним міжнародним рекомендаціям щодо забезпечення безпеки такого типу ядерних установок. Найсучасніші вимоги, як-то – НП 306.2.183-2012 «Загальні положення безпеки ядерної підкритичної установки», були введені в дію в Україні в 2012 році, втім сфера їх застосування поширювалася лише на окремий тип дослідницьких ядерних установок. У 2020 році з власної ініціативи Державної інспекції ядерного регулювання України, за науково-технічної підтримки Державним підприємством «Державний науково-технічний центр з ядерної і радіаційної безпеки», розпочався новий етап оновлення та удосконалення національної нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок, зокрема в межах міжнародних проєктів. В основі розробки нових нормативно-правових актів з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок лежать рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) та референтні рівні Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких ядерних установок і реакторів. У цій статті автори наводять аналіз чинної нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних реакторів, її стан, перспективи та заходи з оновлення, включно з її гармонізацією з відповідними нормами Європейського Союзу, рекомендаціями МАГАТЕ і референтними рівнями WENRA, зокрема в межах виконання планів нормативного регулювання Державної інспекції ядерного регулювання України.
13
Меньшатов, А. М. "Развитие ядерных технологий". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 203–5. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-644.
Повний текст джерелаАнотація:
В данной статье исследуется проблематика ядерных модульных реакторов, которые являются новым поколением технологии ядерной энергетики. Целью исследования является оценка эффективности и безопасности ядерных модульных реакторов с учетом их потенциального применения в различных отраслях, таких как энергетика, промышленность и судостроение.
14
Lygotsky, O., А. Nosovskyi та I. Chemeris. "Порівняльний аналіз вимог міжнародних стандартів та нормативно-правових актів України стосовно безпеки дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (2009): 20–25. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).04.
Повний текст джерелаАнотація:
Проведено аналіз регулюючих вимог та рекомендацій міжнародних стандартів щодо безпеки дослідницьких реакторів. Проаналізовано положення вітчизняних регулюючих документів стосовно дослідницьких ядерних реакторів, які потребують перегляду та додаткового включення до нових нормативних документів з урахуванням міжнародного досвіду та сучасного рівня науки і техніки. Визначено підходи до вдосконалення нормативно-правової бази України у сфері ядерної та радіаційної безпеки стосовно дослідницьких ядерних реакторів.
15
Shepitchak, А., O. Kukhotskyi, O. Ligotskyy та O. Kulman. "Підходи до розробки референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 2(90) (14 червня 2021): 4–11. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).01.
Повний текст джерелаАнотація:
Тимчасова робоча група з розробки референтних рівнів для дослідницьких ядерних реакторів «WENRA Ad Hoc Working Group on Reference Levels for Research Reactors» (WGRR) була сформована у рамках ініціативи Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) у квітні 2017 року. Україна, як член WENRA, долучилася до робочої групи в складі експертів Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки». Основною метою діяльності робочої групи WGRR була розробка референтних рівнів для діючих дослідницьких ядерних реакторів з метою подальшої гармонізації вимог країн-членів WENRA. Це перша стаття із серії статей за напрямом гармонізації вимог для дослідницьких реакторів. У цій статті авторами наведено передумови створення робочої групи WGRR, визначення її основного завдання та підходи до розробки референтних рівнів.
16
Yefimov, A., M. Maksymov та Yu Romashov. "Втрата стійкості і форма можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 4(68) (23 листопада 2015): 14–18. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.4(68).03.
Повний текст джерелаАнотація:
Визначено критичні стискні сили і відповідні їм форми можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів
 ВВЕР-1000 через втрату стійкості в період експлуатації. Отримані значення критичних стискних сил показують, що форма вигнутого через втрату стійкості напрямного каналу може містити кілька точок перегину, наслідком чого може бути збільшення часу падіння кластерів поглинаючих елементів до низу активної зони реактора і порушення, таким чином, нормальних умов експлуатації реактора.
17
Бойкова, Т. В., Ю. О. Кочнов, Н. В. Петрунин, Н. Н. Сафронова, and И. А. Тутнов. "SAFETY JUSTIFICATION METHODOLOGY FOR AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR VESSEL REPLACEMENT." ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, no. 1(111) (April 16, 2024): 36–47. http://dx.doi.org/10.26277/secnrs.2024.111.1.003.
Повний текст джерелаАнотація:
Большинство исследовательских импульсных ядерных реакторов выработали свой проектный ресурс и требуют либо замены, либо серьезного восстановительного ремонта. Для продления срока службы необходимо провести комплекс мероприятий по обоснованию остаточного ресурса реакторных систем. В статье описывается частный случай продления срока эксплуатации путем восстановительного ремонта. Представлены принципы, научное положение и методика для обоснования безопасности восстановительного ремонта растворного ядерного реактора. Показан тип информационной модели для оценки безопасности комплексного процесса замены корпуса ядерного реактора в виде диаграммы Исикавы. В качестве верификации методики приведены примеры формирования отдельных элементов рабочих программ восстановительного ремонта исследовательского импульсного растворного реактора с учетом измерительной информации о результатах эксплуатационного мониторинга его технического состояния за период длительной эксплуатации. Определен перечень основных факторов, подлежащих учету при подготовке к проведению ядерно- и радиационно опасных работ в общем формате методики, основанной на принципах обеспечения ядерной и радиационной безопасности. The majority of pulse aqueous homogeneous reactors have reached the end of their design life and require either replacement or a major overhaul. To extend the service life, it is necessary to carry out a set of measures to substantiate the remaining service life of reactor systems. The article describes a special case of life extension by means of remedial repair. The principles, scientific position and methodology for justifying the safety of repair for pulse aqueous homogeneous reactor are presented. To assess the safety of the replacing vessel process for a nuclear reactor, the type of the information model is presented in the form of an Ishikawa diagram. As verification of the methodology the examples of formation of separate elements of working programs of restorative repair of research pulse aqueous homogeneous reactor are given taking into account the measurement information on the results of operational monitoring of its technical condition for the period of long-term operation. The list of the main factors to be taken into account in preparation for nuclear and radiation hazardous work in the general format of the methodology based on the principles of nuclear and radiation safety is defined.
18
Третьякевич, Сергей, та Филипп Сперанский. "Программные средства, применяемые для анализа и обоснования безопасности атомной электростанции в части нейтронно-физических вычислений". Journal of Civil Protection 1, № 3 (2017): 361–72. http://dx.doi.org/10.33408/2519-237x.2017.1-3.361.
Повний текст джерелаАнотація:
Представлен обзор нейтронно-физических программных средств различных стран, используемых для анализа и обоснования безопасности блока АЭС, в том числе для определения параметров активной зоны блока АЭС в различных режимах эксплуатации, расчета топливной кампании, выгорания ядерного топлива и т. д. Рассмотрены программные средства для создания библиотек малогрупповых констант, включающих нейтронные макроскопические сечения элементов активных зон ядерных реакторов в зависимости от физических характеристик ядерного реактора, программы-имитаторы активных зон ядерных реакторов для сравнительно быстрых вычислений нейтронно-физических характеристик на основе предварительно подготовленной библиотеки малогрупповых констант, и прецизионные программы на основе метода Монте-Карло. Предложены программные средства для проведения нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Белорусской АЭС эксплуатирующей организацией и регулирующим органом и его организациями технической поддержки.
19
Анцырев, А. А., та Р. Р. Вилданов. "Новейшие разработки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ-ОВ)". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 168–70. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-631.
Повний текст джерелаАнотація:
ТВЭЛ-ы (топливные элементы внутриэлектродного исполнения) являются ключевыми компонентами ядерных реакторов, представленными в виде кассет, состоящих из оболочки с ядерным топливом внутри. В результате недавних исследований и разработок в этой области появились новые технологические решения, способствующие улучшению безопасности и эффективности ядерных реакторов. Одними из новых достижений являются использование новых материалов для оболочек ТВЭЛ-ов (например, супер-стойких никелевых сплавов), а также усовершенствование дизайна ТВЭЛ-ов с целью увеличения эффективности работы ядерных реакторов. Все эти меры направлены на снижение вероятности аварийных ситуаций, уменьшение затрат на топливо и сокращение отходов.
20
Красноруцький, Володимир Семенович. "Стан досліджень і розробок зі створення матеріалів та елементів для поглинаючих стрижнів системи керування та захисту ядерних реакторів України". Вісник НАН України, № 3 (25 березня 2024): 76–86. http://dx.doi.org/10.15407/visn2024.03.077.
Повний текст джерелаАнотація:
Доповідь присвячено актуальним роботам із розроблення нейтронпоглинаючих матеріалів для систем керування та захисту ядерних реакторів, які проводяться в Національному науковому центрі «Харківський фізико-технічний інститут» і спрямовані на науково-технічну підтримку ядерного паливного циклу України. Розглянуто найбільш вагомі результати фундаментальних і прикладних досліджень у галузі ядерного матеріалознавства, конструювання й технологій виготовлення поглинаючих елементів для реакторів різного типу, зокрема й малих модульних реакторів, які планується впроваджувати в структуру ядерної енергетики України.
21
Skalozubov, V., V. Kondratiuk, Ye Pysmennyy, Yu Komarov та S. Klevtsov. "Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням". Nuclear and Radiation Safety, № 2(98) (26 червня 2023): 80–86. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).08.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
22
Severin, V., та E. Nikulina. "Синтез оптимальних систем автоматичного керування енергоблока АЕС у нормальних режимах експлуатації". Nuclear and Radiation Safety, № 3(59) (18 вересня 2013): 62–68. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.3(59).11.
Повний текст джерелаАнотація:
Для параметричного синтезу систем автоматичного керування й вивчення різних законів керування енергоблоком атомної електростанції за нормальних режимів експлуатації побудовано математичні моделі систем керування ядерним реактором, парогенератором, паровою турбіною, енергоблоком. Виконано синтез оптимальних систем автоматичного керування з лінійними і нечіткими регуляторами генетичними алгоритмами для ядерного реактора, парогенератора, парової турбіни й усього енергоблока, що дає змогу порівняти нечіткі регулятори та традиційні ПІД-регулятори.
23
Горюнов, Алексей Германович, Данил Денисович Качанов та Кирилл Денисович Качанов. "Разработка библиотеки математической модели кинетики ядерного реактора на языке программирования PYTHON". Известия ТПУ. Промышленная кибернетика. 3, № 1 (2025): 13–20. https://doi.org/10.18799/29495407/2025/1/83.
Повний текст джерелаАнотація:
Изучаются актуальные проблемы эффективного управления ядерными реакторами с применением современных методов. Основное внимание уделяется созданию модели точечной кинетики реактора, которая учитывает нелинейные факторы и работает достаточно быстро. Для создания модели используется язык программирования Python, предоставляющий доступ к множеству библиотек и инструментов моделирования. Описываются основные способы моделирования ядерных реакторов, включая метод Монте-Карло, диффузионное приближение и кинетическое моделирование, а также принцип работы динамической модели реактора. Созданная библиотека на Python объединяет статическую и динамическую составляющие для определения параметров реактора и их изменений во времени. Представлены результаты моделирования, демонстрирующие поведение реактора при внезапных изменениях реактивности с учётом обратной связи. Разработанная модель имеет открытый исходный код, что позволяет учёным и инженерам использовать её для анализа, оптимизации и управления ядерными реакторами, способствуя развитию технологий и распространению знаний в этой области.
24
Kokhan, V., D. Ryzhov та О.-r. Shugaylo. "Особливості підходів до вибору майданчиків для розміщення малих модульних реакторів з урахуванням міжнародного досвіду". Nuclear and Radiation Safety, № 3(99) (19 вересня 2023): 56–62. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).05.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
25
Миськевич, А. И. "Генерация и тушение в XeCl-=SUP=-*-=/SUP=- эксимерном лазере при накачке смешанным гамма-нейтронным излучением ядерного реактора". Оптика и спектроскопия 131, № 7 (2023): 941. http://dx.doi.org/10.21883/os.2023.07.56129.4549-23.
Повний текст джерелаАнотація:
Экспериментально обнаружено снижение коэффициента усиления активной среды эксимерного лазера с ядерной накачкой на В-Х- и С-А-переходах молекулы XeCl* (308 nm, 352 nm) при накачке среды Ar-Xe-CCl4 смешанным гамма-нейтронным излучением ядерного реактора. Эффект обусловлен тушащим действием вторичных электронов, образующихся в активной среде эксимерного лазера под действием мгновенного гамма-излучения. Эффект значительно усиливается при увеличении плотности потока гамма-излучения, и коэффициент потерь может достигать значений &#126;10-2-2&#183;10-2 сm-1. Ключевые слова: ядерная накачка, эксимерный лазер, гамма-излучение, тушение электронами.
26
Dubkovskyi, V., V. Szegeda та Ye Dobronos. "Використання високотемпературних ядерних реакторів для енерготехнології". Nuclear and Radiation Safety, № 2(102) (25 червня 2024): 68–74. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.2(102).07.
Повний текст джерелаАнотація:
Можливість використання високотемпературних газоохолоджувальних ядерних реакторів для виробництва не тільки електричної енергії, а і для забезпечення високопотенційною тепловою енергією інших (неелектричних) технологій дозволить значно розширити застосування ядерної енергії та зменшити витрати органічних палив і, відповідно, знизити техногенне навантаження на довкілля. Розглянуто застосування таких реакторів в атомних енерготехнологічних установках, що виробляють електричну енергію і забезпечують високопотенційною тепловою енергією процеси конверсії викопного палива – природного газу та вугілля. Визначено напрями та проблеми використання високотемпературних газоохолоджувальних ядерних реакторів у неелектричних технологіях, зокрема для виробництва водню, синтез-газів та відновлювального газу для чорної металургії. До теплотехнологічного дослідження атомних енерготехнологічних установок входить, по-перше, вибір хіміко-технологічних процесів, що реалізуються у відповідних схемах, як-от парова конверсія природного газу, газифікація твердого палива водяною парою або двоокисом вуглецю, відновлення заліза з руди, доконверсія окису вуглецю в синтез-газі та інших; по-друге, визначення зв'язків між технологічними та енергетичними характеристиками процесів; по-третє, розроблення критеріїв, що оцінюють ефективність установок та на їх основі вибір раціональних технологічних процесів, найвигідніших параметрів схем та оптимальних технологічних та енергетичних параметрів процесів, оптимальних конструктивних та габаритних характеристик обладнання. Визначено задачі теплотехнологічного дослідження атомних енерготехнологічних установок. Наведено принципові технологічні схеми атомних енерготехнологічних установок з вироблення водню паровою конверсією природного газу та з вироблення водню та електроенергії. Показано результати розрахунків наведених технологічних схем з визначенням можливої економії викопного органічного палива.
27
Vlasenko, M., O. Godun та V. Kyrianchuk. "Оцінка сценаріїв розвитку ядерної генерації України після 2030 року". Nuclear and Radiation Safety, № 1(61) (17 березня 2014): 8–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.1(61).02.
Повний текст джерелаАнотація:
На підставі прогнозних даних з виробництва та споживання електроенергії в Україні та з використанням наданого у рамках співробітництва з МАГАТЕ коду моделювання MESSAGE проведено оцінки структури виробництва електроенергії для різних сценаріїв розвитку ядерної генерації України до 2100 року. Виконано оцінки перспектив подальшого розвитку ядерної генерації на основі відкритого ядерно-паливного циклу (ЯПЦ) та удосконалених легководних реакторних установок (РУ), проведено аналіз можливого розвитку ядерної генерації у разі впровадження частково-замкненого та замкненого ЯПЦ з введенням в експлуатацію важководних РУ типу CANDU та реакторів на швидких нейтронах. Для різних варіантів ЯПЦ отримано прогнозні оцінки з динаміки введення в експлуатацію нових потужностей РУ, накопичення відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) та продуктів його переробки. Виконано порівняльний аналіз перспектив розвитку до 2100 року відкритого ядерно-паливного циклу України у разі накопичення (концепція «відкладеного рішення») та переробки ВЯП. Розроблено модель енергетичної системи України для коду МАГАТЕ MESSAGE.
28
Yefimov, O., M. Pylypenko, V. Kravchenko та ін. "Удосконалення властивостей оболонок твелів для вітчизняного ядерного паливного циклу". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 39–47. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).04.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
 Обґрунтовано 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.
 Проаналізовано 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.
 Доведено, 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.
 Обробка 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.
 Запропонований метод може бути ефективно застосований для визначення оптимальної кількості легуючих елементів інших цирконієвих сплавів, перспективних для ядерної енергетики України, зокрема циркалою.
29
Kalvand, Ali, та I. Kazachkov. "Проблема охолодження розплава коріуму в контейнменті в пасивних системах захисту від тяжких аварій. Частина1". Nuclear and Radiation Safety 12, № 1 (2009): 34–41. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-1(41).06.
Повний текст джерелаАнотація:
У реакторах третього покоління наявність пасивних систем захисту від тяжких аварій — обов'язкова вимога, тому робота має важливе значення для ядерної безпеки. Розглянуто декілька таких систем, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реактора.
30
Тен, С. В., та А. М. Загребаев. "ПРЕДИКТИВНАЯ ДИАГНОСТИКА ДАТЧИКОВ КОНТРОЛЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ". Вестник НИЯУ МИФИ 12, № 2 (2023): 103–13. http://dx.doi.org/10.26583/vestnik.2023.243.
Повний текст джерелаАнотація:
В данной работе предлагается подход для точечного выявления неработоспособных датчиков на основе анализа диагностических параметров. Такими параметрами могут выступать коэффициенты «скользящей корреляции», четвертое собственное число и относительное отклонение восстановленного показания датчика. С помощью приведенных диагностических параметров можно изначально сразу определять ТВС, в которой один из ДПЗ предположительно вышел из строя, далее анализировать корреляции уровней между собой и с помощью восстановленного значения выносить окончательное суждение о работоспособности каждого высотного датчика.Разработанное программное обеспечение позволяет проводить экспресс-анализ архива реактора ВВЭР. Это имеет научно-практическую ценность в контексте повышения качества работы оперативного персонала и анализа ситуаций, требующих дополнительного внимания и более детального анализа. Применение данного подхода может помочь обнаружить неисправности в датчиках и принять своевременные меры для предотвращения возможных проблем и аварийных ситуаций, что является важным шагом в обеспечении безопасности и эффективности работы системы контроля и управления реактором ВВЭР.
31
Kozlov, I., V. Kovalchuk, V. Kondratyk, K. Sova, O. Chornenkyi та M. Lysak. "Оцінювання ресурсоспроможності та надійності системи сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 3(103) (11 вересня 2024): 43–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.3(103).05.
Повний текст джерелаАнотація:
Стаття присвячена прогнозуванню ресурсоспроможності систем сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива, які є найбільш розповсюдженим видом зберігання використаного палива ядерних енергетичних реакторів, завдяки оцінці їх надійності. Проаналізовано питання поводження з відпрацьованим ядерним паливом у країнах з атомною енергетикою в умовах нормальної експлуатації, без врахування можливих ризиків від подій, пов’язаних з військовою агресією. Ця тема є важливою з урахуванням створення в Україні нових сховищ відпрацьованого ядерного палива, як-от Централізоване сховище відпрацьованого ядерного палива Рівненської, Хмельницької та Південноукраїнської АЕС (ЦСВЯП) і відпрацьованого ядерного палива канальних реакторів Чорнобильській АЕС (СВЯП-2). Дослідження побудовано на аналізі структурної схеми технологічного процесу сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива і конструктивних особливостей елементів обладнання технологічної схеми у вигляді тепловидільних збірок та імовірнісних розрахунках надійності конструкції загалом. Проаналізовано питання поводження з відпрацьованим ядерним паливом в умовах довгострокового зберігання. Виділено проблему довгострокового зберігання відпрацьованого ядерного палива на майданчиках сухого типу. Запропоновано оцінку прогнозування ресурсоспроможності та надійності складових частин та систем сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива на АЕС. Наведено прогноз імовірності безвідмовного зберігання складових частин відпрацьованого ядерного палива протягом усього періоду експлуатації. Доведено, що надійність сховища відпрацьованого ядерного палива загалом визначається станом кожного елементу конструкції (контейнера), які не пов'язані між собою та не мають загального показника надійності. У цьому разі варто розглядати середній показник імовірнісної безвідмовності. Чисельне моделювання ситуації показало, що середня ймовірність безвідмовного функціонування незалежно розташованих одиниць зберігання вичерпується дещо повільніше кожного окремого контейнера. Отримані результати дозволяють стверджувати, що деградація контейнерів має поступовий характер і зумовлена довготривалістю збереження властивостей конструкційних матеріалів, з яких виготовлені деталі контейнера.
32
Ponomarenko, P., S. Bezotosnyi та M. Frolova. "Про фізичну частку запізнілих нейтронів у активній зоні реактора з низькозбагаченим паливом при першому фізичному пуску". Nuclear and Radiation Safety, № 2(54) (25 квітня 2012): 19–20. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.2(54).04.
Повний текст джерелаАнотація:
Розглядається питання теоретичної оцінки фізичної частки запізнілих нейтронів в активній зоні реактора на теплових нейтронах, тепловидільні елементи якого містять тільки уранове паливо, до початку фізичного пуску — одного з найвідповідальніших і потенційно небезпечних ядерних процедур в експлуатації будь-якого реактора.
33
Семенов, Евгений Вадимович, та Владимир Витальевич Харитонов. "Микроэкономика повышения безопасности АЭС на основе толерантного топлива". Microeconomics 100, № 5 (2021): 49–61. http://dx.doi.org/10.33917/mic-5.100.2021.49-61.
Повний текст джерелаАнотація:
Приведена аналитическая методика оценки критериев микроэкономической эффективности инвестиций в АЭС с инновационным толерантным ядерным топливом, устойчивым к авариям. Показаны основные направления текущих исследований в мире по разработке различных вариантов толерантного ядерного топлива. Для оценки конкурентоспособности АЭС с топливом, устойчивым к авариям, предложено использовать коэффициенты влияния толерантного топлива на капитальные, операционные и топливные затраты, а также на эффективность использования установленной мощности реактора. Получены аналитические выражения, содержащие коэффициенты влияния, для оценки основных критериев эффективности инвестиций в АЭС с таким топливом: внутренней нормы доходности, приведенной стоимости электроэнергии, дисконтированного периода окупаемости и чистого дисконтированного дохода. Приведены результаты анализа чувствительности микроэкономических критериев к предложенным коэффициентам влияния, что позволяет определить наиболее важные направления для детального анализа экономических эффектов от внедрения толерантного топлива в ядерную энергетику.
34
Пронских, Виталий Станиславович. "Проблемы ядерных технологий и радиационной безопасности". Digital Scholar: Philosopher's Lab 3, № 3 (2020): 6–24. http://dx.doi.org/10.5840/dspl20203323.
Повний текст джерелаАнотація:
В статье обсуждаются этические проблемы, возникающие в ходе развития ядерных технологий, и сопутствующие вопросы радиационной безопасности. Уделено внимание этическим дилеммам и их возможным решениям. Выполнен критический анализ соответствующих дискуссий, ведущихся, в первую очередь, в англоязычной литературе, и обсуждена специфика, связанная с их переносом в российский контекст. Рассмотрены этические проблемы, возникающие в контексте исчерпания запасов урановых ресурсов и обращения с ядерными отходами и включающие неизбежные риски для настоящего и будущих поколений. Среди них меж- и внутрипо-коленческая справедливость (проблема Гардинера) и проблема идентичности будущих поколений (проблема Парфита); проблемы коллективности и индивидуальности в оценке допустимых радиационных доз для работников ядерных предприятий и населения, относящиеся к необходимости комбинирования деонтологического и утилитаристского подходов в практике радиационной защиты. Показываются культурные различия в отношении к безопасности нынешнего и будущих поколений населения стран и регионов и коррелирующая с ними неоднозначность в выборе технологии ядерных реакторов, длительного захоронения или переработки ядерных отходов; двойные стандарты в обеспечении радиационной безопасности персонала ядерных объектов и населения; этические проблемы компенсации рисков работникам радиационно-опасных производств; вопросы гендерных различий в чувствительности к радиационному воздействию, гендерного равенства и дискриминации по отношению к доступу к рынку труда в атомной промышленности. Отмечается важность социогуманитарного обсуждения этических проблем ядерных технологий и радиационной безопасности. Оно в настоящий момент практически отсутствует в русскоязычной философской литературе, несмотря на его исключительную важность ввиду как уровня развития ядерной энергетики в России, так и потенциальных рисков, которые эти технологии несут нынешнему и будущим поколениям сотрудников ядерных объектов, а также населению страны, соседних стран и мира. Задача настоящей статьи – инициировать такую дискуссию.
35
Борисенко, Володимир Іванович. "Перспективні напрями розвитку атомної енергетики України". Вісник НАН України, № 4 (28 квітня 2023): 51–61. http://dx.doi.org/10.15407/visn2023.04.051.
Повний текст джерелаАнотація:
У доповіді наведено інформацію щодо сучасного стану ядерної енергетики в Україні та світі, проаналізовано загальні тенденції, які спостерігаються в галузі електроенергетики. Враховуючи що 12 з 15 енергоблоків АЕС України вже працюють у понадпроєктні терміни експлуатації і через 10—20 років настане час зняття їх з експлуатації, актуальним є питання щодо обґрунтованого вибору перспективної реакторної технології для її подальшого впровадження в Україні. Розглянуто техніко-економічні показники сучасних реакторних установок, як тих, що вже впроваджені на АЕС у світі, так і тих, що перебувають на стадії розроблення і можуть виявитися конкурентоспроможними в разі їх успішної реалізації. До таких проєктів належать інноваційні реакторні установки четвертого покоління та малі модульні реактори. Обговорено проблемні питання щодо перспектив впровадження в Україні ще не апробованих реакторних технологій.
36
Diemienkov, V., O.-i. Shugailo, M. Vyshemirskyi, S. Banko, D. Brik та B. Chumel. "Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора". Nuclear and Radiation Safety, № 2(106) (26 червня 2025): 15–32. https://doi.org/10.32918/nrs.2025.2(106).02.
Повний текст джерелаАнотація:
У межах Програми досліджень та навчання Євртому (2024) у жовтні 2020 року стартував і у вересні 2024 року завершився міжнародний проєкт «Розширений аналіз термоудару під тиском для цілей довготривалої експлуатації» (Advanced PTS Analysis for LTO (проєкт APAL)), у якому ДНТЦ ЯРБ взяв активну участь щодо оцінки теплогідравлічних та міцнісних аспектів безпеки експлуатації корпусу реактора під час реалізації аварійних сценаріїв із захолодженням активної зони. Основними цілями проєкту визначено: розроблення сучасного (удосконаленого) підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора як на етапі проєктного строку експлуатації, так і під час довгострокової експлуатації з визначенням основних факторів, що впливають на результати аналізу термоудару, та подальшим удосконаленням методик аналізу крихкої міцності; застосування сучасних детерміністичних та імовірнісних методів аналізу (включно з аналізом невизначеностей у теплогідравлічних розрахунках і кількісну оцінку запасів крихкої міцності). Команді проєкту APAL вдалося наблизитись до удосконалення підходів до обґрунтування міцності на етапі довгострокової експлуатації для реакторів з водою під тиском та розробити настанову з «найкращими практиками», виконану на основі досвіду і практики країн, залучених до реалізації проєкту APAL. За результатами проведеного аналізу узагальнено існуючі підходи до аналізу термоудару корпусу реактора під тиском, а також визначено можливі покращення (заходи) для втілення на АЕС, що зменшують ефект термоудару і сприяють подальшій безпечній довгостроковій експлуатації. Отримані в межах проєкту APAL напрацювання та вивчені уроки можуть використовуватись фахівцями експлуатуючої організації, регулюючого органу з ядерної та радіаційної безпеки та організаціями технічної підтримки.
37
Рыбаков, И. Д., та Д. А. Базин. "Ядерная энергетика будущего". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 213–16. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-648.
Повний текст джерелаАнотація:
Эта статья предоставляет всесторонний обзор современного состояния и перспектив развития ядерной энергетики. Обсуждается широкий спектр технологий и реакторов, выделяя их уникальные характеристики и эффективность. Анализируются инновации в сфере ядерной энергетики, включая перспективы малогабаритных и термоядерных реакторов, продвинутых технологий ядерного топлива и использование искусственного интеллекта в управлении ядерными системами. В заключении статьи обобщаются результаты и выводы, предоставляются прогнозы для будущего развития, а также формулируются рекомендации для будущих исследований и практических реализаций в данной области.
38
Kondratyuk, V., Yu Pysmennyy, V. Skalozubov, Yu Komarov та S. Kosenko. "Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР". Nuclear and Radiation Safety, № 4(96) (21 грудня 2022): 23–28. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).03.
Повний текст джерелаАнотація:
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.
 Під 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.
39
Galchenko, V., та A. Mishyn. "Порівняльний аналіз нейтронно-фізичних характеристик кампанії реактора з використанням різних наборів бібліотек ядерних даних для програмного продукту WIMSD5B". Nuclear and Radiation Safety, № 3(67) (20 вересня 2015): 8–12. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.3(67).02.
Повний текст джерелаАнотація:
Точність та якість результатів розрахунків як стаціонарних, так і перехідних процесів активної зони реактора, значною мірою залежать від процесу підготовки нейтронно-фізичних констант, який можна зробити коректнішим, оновивши бібліотеку ядерних даних програмного продукту.
 У статті наведено порівняльний аналіз розрахунків активної зони ВВЕР-1000 за допомогою коду DYN3D із застосування константного забезпечення, підготованого кодом WIMSD5B за різними бібліотеками ядерних даних. Розглянуто можливість використання деяких бібліотек, випущених у рамках проекту модернізації бібліотек WIMSD5B, та проведено порівняння отриманих результатів.
40
Байтелесов, С. А., С. Н. Кудиратов та Ф. Р. Кунгуров. "ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ИЗОТОПОВ В ПРОДУКТАХ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА". «Узбекский физический журнал» 21, № 1 (2019): 44–49. http://dx.doi.org/10.52304/.v21i1.49.
Повний текст джерелаАнотація:
Ядерное топливо типа ИРТ-4М из активной зоны исследовательского реактора ВВР-СМ выгружалось каждый раз при различных выгораниях. Активности изотопов в продуктах деления, выходящих из ядерного топлива, измерены и сравнены с максимально допустимыми значениями. В результате определено, что активность всех нуклидов в продуктах деления ядерного топлива ниже максимально допустимого предела. Обнаружено что активность нуклидов в продуктах деления ядерного топлива увеличивается с возрастанием выгорания. Сделан вывод, что ядерное топливо типа ИРТ-4М может быть использовано в активной зоне до значений более 50% выгорания без вреда для эксплуатации и радиационной обстановки реактора.
41
Lysychenko, G., та Yu Ol'khovyk. "Щодо повернення в Україну високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-440 Рівненської АЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 3(63) (1 вересня 2014): 43–47. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).09.
Повний текст джерелаАнотація:
Розглянуто процеси формування осклованих високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива на ВО «Маяк» (РФ). Показано, що технології оскловування призводять до формування алюмофосфатної матриці, яка містить змішаний склад продуктів поділу і трансуранових нуклідів, що утворились у відпрацьованому ядерному паливі енергетичних реакторів ВВЕР-440, реакторів на швидких нейтронах, дослідницьких реакторів і ядерних енергетичних установок атомних підводних човнів.
42
Borysenko, V. I., and I. M. Kadenko. "Some features in experimental determination of subcriticality in nuclear reactor and accelerator driven system." Nuclear Physics and Atomic Energy 18, no. 2 (2017): 170–78. http://dx.doi.org/10.15407/jnpae2017.02.170.
Повний текст джерела
43
Dudka, O., Y. Kovbasenko та Y. Bilodid. "Використання аксіального профілю розподілу вигоряння при аналізі ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 3(55) (22 липня 2012): 34–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.3(55).07.
Повний текст джерелаАнотація:
Аналізуючи ядерну безпеку сховищ відпрацьованого ядерного палива з урахуванням вигоряння палива (burnup credit), необхідно враховувати розподіл вигоряння по довжині касети. Найпростіше та водночас консервативно можна прийняти вигоряння по довжині відпрацьованих ТВЗ однаковим й рівним середньому вигорянню на найменш вигорілих кінцевих ділянках. Однак це призводить до заниження вигоряння по касеті порівняно з реальним середнім значенням у 1,5—2,5 раза.
 Для зняття надлишкового консерватизму, закладеного в такому підході, пропонується метод консервативного врахування аксіального профілю розподілу вигоряння по довжині ТВЗ. Заснований на результатах аналізу аксіальних профілів розподілу вигоряння відпрацьованих ТВЗ, цей метод може використовуватися в обґрунтуванні ядерної безпеки систем поводження й зберігання відпрацьованого палива.
44
Ponomarenko, P., E. Taborovskaya, V. Tyapkina та M. Frolova. "Про ядерне гідрування оболонок твелів з цирконію та його сплавів у реакторі типу ВВЕР-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 2(58) (18 червня 2013): 36–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.2(58).08.
Повний текст джерелаАнотація:
Розглянуто фізичні моделі процесів ядерного гідрування оболонок тепловидільних елементів з цирконію та його сплавів, що відбуваються в нейтронних полях активної зони реактора типу ВВЕР з діоксидом урану як ядерним паливом, наслідком яких є втрата пластичності матеріалу оболонки і поява тріщин у ній під час роботи.
45
Моисеев, В. С., Н. К. Калинина, М. С. Каплина, Н. Ю. Марихин та Д. С. Моисеев. "РАЗРАБОТКА КОНСТРУКЦИИ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ ПОГЛОЩАЮЩИХ МАТЕРИАЛОВ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ". Вестник НИЯУ МИФИ 12, № 2 (2023): 77–82. http://dx.doi.org/10.26583/vestnik.2023.253.
Повний текст джерелаАнотація:
В АО «ГНЦ НИИАР» проводится разработка конструкции облучательного устройства (ОУ) для проведения внутриреакторных испытаний поглощающих материалов органов регулирования ядерных реакторов. В качестве поглощающих материалов были выбран титанат диспрозия, так как это соединение обладает высокой химической и термической стабильностью, повышенной коррозионной и радиационной стойкостью. Конструкция ОУ состоит из подвески с фланцем, рабочего участка, в котором размещается образец с поглощающим материалом, разделителя потока и поглощающего экрана. Разделитель потока выполнен из стали 12Х18Н10Т. Поглощающий экран, предназначенный для уменьшения доли тепловых нейтронов в спектре, состоит из двух цилиндров, выполненных из бористой стали и алюминия, очехлованных сталью 12Х18Н10Т. В ходе работы были проведены нейтронно-физические расчеты, полученные с помощью кода MCU-FR, и теплогидравлические расчеты конструкции ОУ, полученные с помощью ПК SolidWorks. Нейтронно-физические расчеты показали, что использование экрана из бористой стали и алюминия позволяют корректировать соотношение потока быстрых и тепловых нейтронов при проведении внутриреакторных испытаний поглощающих материалов.Результаты теплогидравлических расчетов показали, что при использовании высокотемпературной петлевой установки ВП-3 реактора СМ-3 в условиях принудительной циркуляции обеспечивается требуемый температурный режим облучения образца с поглощающим материалом из титаната диспрозия в третьем ряду отражателя РУ СМ-3.
46
Корзенева, И. Б., Е. Н. Скородумова, Ю. В. Грабский, et al. "GENETIC DETERMINATION OF PSYCHOLOGICAL CHARACTERISTICS OF THE PERSONNEL, WORKING IN NUCLEAR AND RADIATION HAZARDOUS ENVIRONMENTS." СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ И УПРАВЛЕНИЕ В БИОМЕДИЦИНСКИХ СИСТЕМАХ 22, no. 2 (2023): 163–73. http://dx.doi.org/10.36622/vstu.2023.22.2.023.
Повний текст джерелаАнотація:
Исследование совместного влияния генетических и негенетических факторов на формирование психологических качеств лиц, работающих в ядерно- и радиационно-опасных условиях труда, высоко актуально, так как результаты исследования могут способствовать повышению безопасности ядерных объектов. Цель исследования – поиск генетических детерминант (комплексов генов, генотипов), способных оказать значимое влияние на формирование психологических качеств и остаться идентифицируемыми на фоне влияния негенетических факторов, связанных с ядерно- и радиационно-опасными условиями труда. Проведено психологическое обследование представителей 3-х когорт персонала объекта использования атомной энергии (ОИАЭ), работающих в ядерно- и радиационно-опасных условиях с различным характером труда: на исследовательских ядерных реакторах, в производстве и не работающие в радиационно-опасных условиях. Обнаружена статистически значимая зависимость психологических показателей от характера работ. Выявлена значимая генетическая детерминированность 8-ми психологических показателей: невротизация – ген GSTP1; ситуативная тревожность – гены MN, АСР; возбуждение – ген АСР; физическая агрессия – локусы TPOX и ген ACP; вербальная агрессия – локус CSF1PO; негативизм – локус CSF1PO и подозрительность – минисателлитный ДНК-локус TPOX. Установлены конкретные генотипы исследованных локусов, носительство которых обусловливает максимальные и минимальные значения связанных с ними психологических показателей. Охарактеризованы генетические критерии подбора персонала для различных условий работы в атомной отрасли, как связанных, так и не связанных с радиационной опасностью. Результаты исследования могут быть использованы для выявления групп повышенного генетически обусловленного риска среди персонала ядерно- и радиационно-опасных объектов с целью принятия превентивных мер и обеспечения безопасности ядерной энергетики; для направления вновь поступающих на работу людей в те производства, где их психологические качества будут адекватны характеру работы, а также для комплектования аварийных подразделений на атомных электростанциях или других предприятиях атомной промышленности, обеспечения эффективности действий данных специалистов и минимизации рисков для их здоровья The study of genetic and non-genetic factors joined influence on psychological qualities formation for persons involved in nuclear and radiation-hazardous work conditions is highly actual, since the results can contribute to improve nuclear facilities safety. The aim of the research was the evaluation of genetic determinants (gene complexes and genotypes) capable to influence statistically on psychological qualities and to remain identifiable against the background of non-genetic factors in nuclear & radiation work conditions. There was performed the psychological testing of the nuclear installation (NI) personnel, working in different hazardous work conditions: in research reactor divisions, at the industry facilities, and people not occupied in radiation works. The statistically credible dependence of Y-indicators on work conditions was revealed. Eight Y-indicators were statistically determined by genotypes: neurotization – GSTP1 gene; situative anxiety – MN and АСР genes; excitation – АСР gene; physical aggression –TPOX and ACP loci; verbal aggression – CSF1PO loci; negativizm – CSF1PO loci and jealousy – TPOX loci. The concrete genotypes on the examined loci, stipulating maximal and minimal values of the Y-indicators, were established. The genetic criteria for the atom brunch stuff selection for different work conditions were characterized. These results could be applied in the aims of identification of the groups with the assigned genetically determined risk amongst nuclear & radiation hazardous facilities personnel. This could help to develop the preventative measures ensuring safety and reliability in nuclear power energetic; to direct newly recruited personnel to the divisions where their psychological qualities are adequate to the kind of work
47
Lobach, Yu, M. Lysenko та V. Makarovsky. "Обґрунтування вибору стратегії зняття з експлуатації дослідницького ядерного реактора ВВР-М". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (2009): 46–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).09.
Повний текст джерелаАнотація:
Подано аналіз факторів, які обумовлюють вибір стратегії зняття з експлуатації дослідницького ядерного реактора ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України. Згідно з обраною стратегією визначено послідовність етапів зняття з експлуатації, склад робіт на цих етапах, а також необхідні умови та інфраструктура для своєчасного і ефективного виконання запланованих заходів.
48
Рспаев, Руслан, Алексей Труханов, Шолпан Гиниятовa та Артем Козловский. "ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ТЯЖЕЛЫМИ ИОНАМИ В CeO2 КЕРАМИКАХ НА ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ". Вестник КазАТК 127, № 4 (2023): 480–90. http://dx.doi.org/10.52167/1609-1817-2023-127-4-480-490.
Повний текст джерелаАнотація:
В работе представлены результаты исследований влияния радиационных повреждений, связанных с деформационным искажением и последующей аморфизацией при высокодозном облучении тяжелыми ионами Kr15+ и Xe22+ на изменение теплофизических параметров CeO2 керамик. Выбор CeO2 керамик в качестве объектов исследования обусловлен перспективами использования их в качестве основы для материалов инертных матриц в дисперсном ядерном топливе, что позволяет расширить спектр применения данных материалов в ядерной энергетике. Облучение тяжелыми ионами Kr15+ и Xe22+ в свою очередь позволяет моделировать процессы радиационно-индуцированных повреждений в керамиках, сравнимых с воздействием осколков деления ядерного топлива в активной зоне реактора в процессе его эксплуатации. При этом исследование влияния радиационно-индуцированных повреждений в керамиках на изменение теплофизических свойств, в частности, теплопроводности, имеет весьма важное значение для понимания процессов эксплуатации, а также определения границы применимости данных типов керамик в качестве материалов предотвращающих диффузию радиоактивных продуктов распада ядерного топлива в процессе эксплуатации. В ходе исследования установлено, что основные изменения теплопроводности, связаны с ухудшением процессов фононного теплопереноса, обусловленного деструктивным деформационным искажением кристаллической структуры приповерхностного слоя керамик, приводящему к частичной аморфизации. При этом установлено, что в случае облучения тяжелыми ионами Kr15+ керамики более устойчивы к деструктивному изменению теплопроводящих свойств, чем в случае облучения тяжелыми ионами Xe22+.
49
Begun, S., та S. Shirokov. "Реактори, що базуються на технології CANDU". Nuclear and Radiation Safety, № 1(53) (12 березня 2012): 37–43. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.1(53).07.
Повний текст джерелаАнотація:
Проаналізовано використання реакторної технології CANDU у світовій атомній енергетиці. Розглянуто переваги й недоліки впровадження даної технології з економічної та технічної точки зору. Висвітлено технологічні проблеми використання реакторів типу CANDU, проблеми із забезпеченням ядерної безпеки. Визначено відповідні ризики впровадження даної реакторної технології в атомній енергетиці України.
50
Cherniak, Ya, O.-i. Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova та V. Demeshko. "Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 1(89) (19 березня 2021): 36–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).05.
Повний текст джерелаАнотація:
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.