Управління ризиками та готовність до надзвичайних ситуацій під час сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива на ядерних об'єктах: приклад ОАЕ
DOI:
https://doi.org/10.32918/nrs.2026.2(110).04Ключові слова:
відпрацьоване ядерне паливо, сухе зберігання, готовність до надзвичайних ситуацій, ОАЕ, корозія під напругоюАнотація
Довгострокова безпека сухого контейнерного зберігання відпрацьованого ядерного палива визначається впливом умов навколишнього середовища, процесами старіння матеріалів та спроможністю систем аварійної готовності. Хоча системи сухого зберігання продемонстрували
надійну експлуатацію в умовах помірного клімату, наявні дослідження практично не поєднують оцінювання суворості кліматичних факторів, пріоритизацію деградаційних процесів і готовність до реагування на надзвичайні ситуації в умовах посушливого прибережного середовища. У цій роботі розроблено кліматоорієнтовану методологію оцінювання безпеки для перспективного впровадження систем сухого контейнерного зберігання на атомній електростанції «Барака», Об’єднані Арабські Емірати. Методичний підхід включає:
(1) характеризацію факторів впливу навколишнього середовища; (2) визначення зв'язку між факторами впливу та механізмами деградації;
(3) напівкількісне оцінювання ризику; (4) аналіз готовності аварійного реагування. Специфічні для майданчика експлуатаційні навантаження було проаналізовано відносно експериментально
встановлених порогових значень деградації. Оцінено п’ять основних механізмів: корозійне розтріскування під напруженням, індуковане хлоридами (CISCC), термічна повзучість оболонки паливних елементів, старіння ущільнень, блокування вентиляції пиловими відкладеннями та деградація захисних покриттів.
Отримані результати свідчать, що корозійне розтріскування під напруженням і термічна повзучість є ключовими ризиками
в кліматичних умовах Об'єднаних Арабських Еміратів унаслідок температурозалежної кінетики корозії та зменшення температурних запасів. Помірні ризики пов’язані з деградацією ущільнень і погіршенням вентиляції через пилове навантаження. Оцінювання аварійної готовності виявило експлуатаційні обмеження, зумовлені тепловим стресом персоналу, зниженням видимості та впливом аерозольних частинок, що особливо ускладнює логістику реагування на майданчику та реалізацію захисних заходів. Отримані результати демонструють, що екстремальні умови довкілля одночасно виступають як чинники прискореного старіння обладнання, так і обмеження для аварійного реагування. Відтак для впровадження сухого зберігання в прибережних пустельних регіонах необхідне застосування єдиної кліматоорієнтованої системи оцінювання ризиків, що узгоджує управління старінням,
інспекційні стратегії та планування аварійної готовності.
Завантаження
Посилання
1. Levy, S. (2009). Interim storage of power reactor spent nuclear fuel (SNF) and its potential application to SNF separations and closed fuel cycle. Nuclear Engineering and Design, 239(10), 2209–2211. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2009.04.013.
2. Sakthimurugan, V., Yuvarajan, D. (2025). A comprehensive assessment on recent advancements in spent fuel reprocessing and waste management: pioneering technologies for a sustainable nuclear future. Kerntechnik, 90(2), 125–138. https://doi.org/doi:10.1515/kern-2024-0120.
3. International Atomic Energy Agency. (2015). Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. General Safety Requirements No. GSR Part 7. https://doi.org/10.61092/iaea.3dbe-055p.
4. International Atomic Energy Agency. (2023). Multi-unit probabilistic safety assessment. Safety Reports Series No. 110.
5. SKB. (2011). Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark. Volume II. Technical Report, Volume TR-11-01 (Issue March).
6. Devoe, R., Robb, K. R. (2015). COBRA-SFS dry cask modeling sensitivities in high-capacity canisters. 15th International High-Level Radioactive Waste Management Conference 2015, IHLRWM 2015, 255–262. https://www.scopus.com/inward/record.uri?eid=2-s2.0-84945261896&partnerID=40&md5=8700072df5d15745dbc68269268cc02a.
7. Larriba, S., Buron, F., & Jiménez, G. (2023). Study of the TN24p dry cask cooling by heat pipes. Annals of Nuclear Energy, 192. 109981. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109981.
8. Ahn, T., Oberson, G., & DePaula, S. (2013). Chloride-induced stress corrosion cracking of austenitic stainless steel used for dry storage of spent nuclear fuel. ECS Transactions, 50(31), 211–226. https://doi.org/10.1149/05031.0211ecst.
9. Broussard, J. E., Bryan, C., Sindelar, R., & Lam, P.-S. (2019). Crack growth rate model for CISCC of stainless steel canisters. ASME 2019 Pressure Vessels and Piping Division Conference. American Society of Mechanical Engineers. https://doi.org/10.1115/PVP2019-94055.
10. He, X., Mintz, T., Dunn, D., Pabalan, R., Oberson, G., & Ahn, T. (2014). Stress corrosion cracking of UNS S30400 stainless steel exposed to atmospheric ammonium nitrate and sodium chloride mixtures. NACE - International Corrosion Conference Series. https://www.scopus.com/inward/record.uri?eid=2-s2.0-84907833955&partnerID=40&md5=3bf712e89e352ac417967aa3da82baf9.
11. Bryan, C. R., & Enos, D. G. (2014). Understanding the environment on the surface of spent nuclear fuel interim storage containers. PSAM 2014 - Probabilistic Safety Assessment and Management, June.
12. Spence, T. G. A. S., & Ahmad, A. (2021). Risks to Persian Gulf cities from spent fuel fires at the Barakah and Bushehr Nuclear Power Plants. Science and Global Security, 29(2), 67–89. https://doi.org/10.1080/08929882.2021.1951000
13. Abbasi, A., Mirekhtiary, F., Issa, S. A. M., Algethami, M., & Zakaly, H. M. H. (2024). Nuclear power plant biological complications on marine biota from a probabilistic accident – A case study. Marine Pollution Bulletin, 205, 116611. https://doi.org/10.1016/j.marpolbul.2024.116611.
14. Zubair, M., Ahmed, E., & Hartanto, D. (2022). Estimation of public exposure during normal operation of Unit-1 Barakah Nuclear Power Plant using GALE and HOTSPOT. South African Journal of Chemical Engineering, 41, 235–243. https://doi.org/10.1016/j.sajce.2022.06.013.
15. Zubair, M., & Akram, Y. (2024). A comprehensive dosimetry analysis of Barakah Nuclear Power Plant. Integrating gaseous and liquid radionuclide dispersion across multiple units. Progress in Nuclear Energy, 176, 105357. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105357.
16. Kim, B. K. O. O., Jeong, Y. H. (2013). High cooling water temperature effects on design and operational safety of NPPs in the Gulf region. Nuclear Engineering and Technology, 45(7), 961–968. https://doi.org/10.5516/NET.03.2012.079.
17. Lee, J. K. U. K., Kim, J. E. A. C., Lee, K. U. N. J. A. I., Belorid, M., Beeley, P. A., & Yun, J.-I. (2014). Assessment of wind characteristics and atmospheric dispersion modeling of 137Cs on the Barakah NPP area in the UAE. Nuclear Engineering and Technology, 46(4), 557–568. https://doi.org/10.5516/NET.09.2014.029.
18. Xie, Y., & Zhang, J. (2015). Chloride-induced stress corrosion cracking of used nuclear fuel welded stainless steel canisters: A review. Journal of Nuclear Materials, 466, 85–93. https://doi.org/https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2015.07.043.
19. Chen, Y. S. (2018). Thermal analysis for the integrated spent fuel pool of the Chinshan plant in the decommissioning process. Annals of Nuclear Energy, 119 (June 2017), 163–174. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.05.005.
20. Li, J., & Liu, Y. Y. (2016). Thermal modeling of a vertical dry storage cask for used nuclear fuel. Nuclear Engineering and Design, 301, 74–88. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.01.008.
21. Wu, Y., Klein, J., Zhou, H., & Zuo, L. (2018). Thermal and fluid analysis of dry cask storage containers over multiple years of service. Annals of Nuclear Energy, 112, 132–142. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.10.013.
22. Almomani, B., Alkhalidi, A., Olabi, A. G., & Jouhara, H. (2023). Expert opinions on strengths, weaknesses, opportunities, and threats of utilizing nuclear reactor waste heat for water desalination. Desalination, 564, 116777. https://doi.org/10.1016/j.desal.2023.116777.
23. Sudalaimuthu, P., Sathyamurthy, R., & Elshiekh, A. (2024). Nuclear power plant waste heat opens a window of next-generation desalination hybridization. A SOAR-based review. Water Science and Technology, 91(1), 1–11. https://doi.org/10.2166/wst.2024.399.
24. Ding, S., Wang, S., Feng, W., & Yu, Y. (2024). Study on sandstorm hazard evaluation for inland nuclear power plant site. Nuclear Engineering and Design, 418, 112943. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.112943.
25. U.S. NRC. (2019). Managing aging processes in storage (MAPS): Final Report (NUREG-2214).
26. U.S. NRC. (2010). Standard review plan for spent fuel dry storage systems at a general license facility – final report. (NUREG-1536, Revision 1).
27. Yeh, C.-P., Tsai, K.-C., & Huang, J.-Y. (2025). Environmental factors influencing stress corrosion cracking behavior of austenitic stainless steels in simulated seawater. Materials, 18(18), 4317. https://doi.org/10.3390/ma18184317.
28. Dong, P., Scatigno, G. G., & Wenman, M. R. (2021). Effect of salt composition and microstructure on stress corrosion cracking of 316l austenitic stainless steel for dry storage canisters. Journal of Nuclear Materials, 545, 152572. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152572.
29. Ross, K., Sutton, B., Grant, G., Cannell, G., Frederick, G., & Couch, R. (2017). Development of friction stir processing for repair of nuclear dry cask storage system canisters. In The Minerals, Metals & Materials Series (pp. 39–46). Springer International Publishing. https://doi.org/10.1007/978-3-319-52383-5_5.
30. Yeh, C.-P., Tsai, K.-C., & Huang, J.-Y. (2020). Influence of chloride concentration on stress corrosion cracking and crevice corrosion of austenitic stainless steel in saline environments. Materials, 13(24), 5640. https://doi.org/10.3390/ma13245640.
31. Saegusa, T., Takeda, H., Liu, Y. (2021). Monitoring of helium gas leakage from canister storing spent nuclear fuel. Radiological consequences and management. Nuclear Engineering and Design, 382. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111391.
32. Angelucci, M., Cancemi, S. A., Lo Frano, R., & Paci, S. (2025). The effect of backfill gas pressure on the thermal response of a dry cask for spent nuclear fuel. Energies, 18(2), 274. https://doi.org/10.3390/en18020274.
33. Akter, S., & Mollah, A. S. (2026). Thermal performance analysis of a TN32-B dry storage cask with different inert cooling gases. Annals of Nuclear Energy, 225, 111791. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111791.
34. Angelucci, M., Paci, S., Feria, F., & Herranz, L. E. (2022). Uncertainty and sensitivity analysis of a dry cask for spent nuclear fuel. Energies, 15(3), 1216. https://doi.org/10.3390/en15031216.
35. Attar, A., Gencturk, B., Hanifehzadeh, M., & Willam, K. (2016). Accelerated aging of concrete dry cask storage systems for nuclear waste. Journal of Advanced Concrete Technology, 14(6), 299–310. https://doi.org/10.3151/jact.14.299
36. Sassoulas, H., Morice, L., Caplain, P., Rouaud, C., Mirabel, L., & Beal, F. (2006). Ageing of metallic gaskets for spent fuel casks. Century-long life forecast from 25,000-h-long experiments. Nuclear Engineering and Design, 236(22), 2411–2417. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.02.008
37. El-Samrah, M. G., Tawfic, A. F., & Chidiac, S. E. (2021). Spent nuclear fuel interim dry storage; Design requirements, most common methods, and evolution: A review. Annals of Nuclear Energy, 160, 108408. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108408.
38. Erhard, A., Völzke, H., Probst, U., & Wolff, D. (2011). Aging management for long-term interim storage casks. Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive Material, 22(1), 46–53. https://doi.org/10.1179/1746510910Y.0000000013.
39. Kim, H. C., Han, S. H., & Lee, Y. J. (2020). Integrity monitoring method for dry storage casks using artificial neural network. Nuclear Engineering and Design, 366, 110741. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110741.
40. Cook, A. B., Lyon, S. B., Stevens, N. P. C., Gunther, M., McFiggans, G., Newman, R. C., & Engelberg, D. L. (2014). Assessing the risk of under-deposit chloride-induced stress corrosion cracking in austenitic stainless steel nuclear waste containers. Corrosion Engineering, Science and Technology, 49(6), 529–534. https://doi.org/10.1179/1743278214Y.0000000204.
41. International Atomic Energy Agency. (2020). Storage of spent nuclear fuel. IAEA Safety Standards for protecting people and the environment. Specific Safety Guide No. SSG-15 (Rev. 1).
42. Abbasi, T., & Abbasi, S. A. (2010). Biomass energy and the environmental impacts associated with its production and utilization. Renewable and Sustainable Energy Reviews, 14(3), 919–937. https://doi.org/10.1016/j.rser.2009.11.006
43. Hanifehzadeh, M., Aryan, H., Gencturk, B., & Akyniyazov, D. (2021). Structural response of steel jacket-UHPC retrofitted reinforced concrete columns under blast loading. Materials, 14(6), 1521. https://doi.org/10.3390/ma14061521.
44. Hernández-Palafox, E., Ruiz-López, P., Hernández Gómez, L. H., Armenta-Molina, A., Soto-Mendoza, G., Beltrán-Fernández, J. A., & Arenas-Magos, L. A. (2024). Impact analysis of a commercial airplane over a nuclear spent fuel dry storage cask. Nuclear Technology, 210(5), 781–794. https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2244314.
45. Ai, L., Soltangharaei, V., Bayat, M., Greer, B., & Ziehl, P. (2021). Source localization on large-scale canisters for used nuclear fuel storage using optimal number of acoustic emission sensors. Nuclear Engineering and Design, 375. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111097.
46. International Atomic Energy Agency. (1999). Spent fuel storage and transport cask decontamination and modification (IAEA-TECDOC-1081Issue April).
47. International Atomic Energy Agency. (2024). Guidebook on spent fuel storage options and systems. 3rd Edition. Technical reports series No. 240. https://www.iaea.org/publications/15169/guidebook-on-spent-fuel-storage-options-and-systems.
48. Bryan, C. R., Knight, A. W., Katona, R. M., Sanchez, A. C., Schindelholz, E. J., & Schaller, R. F. (2022). Physical and chemical properties of sea salt deliquescent brines as a function of temperature and relative humidity. Science of the Total Environment, 824, 154462. https://doi.org/10.1016/j.scitotenv.2022.154462.
49. International Atomic Energy Agency. (2022). Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency involving the transport of radioactive material. Specific Safety Guide No. SSG-65. https://www.iaea.org/publications.
50. Renshaw, J. B., Chu, S. M., & Csontos, A. (2025). Aging management for dry storage canisters. IAEA.
51. Dauer, L. T. (2005). Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. Health Physics, 88(2), 175–176. https://doi.org/10.1097/00004032-200502000-00010.
