Зміцнення науково-технічного потенціалу ДНТЦ ЯРБ через участь в координованих дослідницьких проєктах МАГАТЕ
ARTICLE PDF

Ключові слова

багатоблоковий (багатореакторний) майданчик АЕС, інструменти прогнозування дози, координовані дослідницькі проєкти МАГАТЕ, утримання розплаву всередині корпусу реактора, характеризація відпрацьованого палива

Як цитувати

Balashevska, Y., Gumenyuk, D., Ovdiienko, I., Pecherytsia, O., Shevchenko, I., Yesypenko, Y., & Zhabin, O. (2021). Зміцнення науково-технічного потенціалу ДНТЦ ЯРБ через участь в координованих дослідницьких проєктах МАГАТЕ. Ядерна та радіаційна безпека, (1(89), 5-13. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).01

Анотація

Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки» (ДНТЦ ЯРБ), підприємство з 29-річним досвідом науково-технічної підтримки національного регулятора з ядерної та радіаційної безпеки (Держатомрегулювання), бере активну участь у міжнародній дослідницькій діяльності. Участь у дослідженнях, які координує МАГАТЕ, є одним із пріоритетів ДНТЦ ЯРБ. У період 2018 – 2020 років МАГАТЕ прийняло чотири пропозиції Центру щодо участі у відповідних координованих науково-дослідних проєктах. Ці проєкти присвячені науково-технічним питанням у різних сферах, зокрема: 1) проведення імовірнісної оцінки безпеки для багатоблокових/багатореакторних майданчиків; 2) використання інструментів прогнозування дози під час забезпечення готовності та реагування на ядерні та радіологічні надзвичайні ситуації; 3) явища, пов’язані із утриманням розплаву всередині корпусу реактора; 4) характеризація відпрацьованого ядерного палива.

Стаття містить короткий огляд зазначених проєктів з визначенням наукового внеску ДНТЦ ЯРБ (участь у порівняльних розрахунках (бенчмаркінгах), під час розробки методичних документів з проведення етапів досліджень та технічних документів (TECDOC) МАГАТЕ, з висвітленням кращих практик та здобутків досліджень, виконаних міжнародними командами науковців).

https://doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).01
ARTICLE PDF

Посилання

Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants for protecting people and the environment. Specific Safety Guide No. SSG-3. IAEA, Vienna, 2010.

Attributes of Full Scope Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Applications in Nuclear Power Plants, IAEA-TECDOC-1804, IAEA, Vienna (2016).

Environics. (2020, April 16). RanidSONNI Used to Survey Kyiv Suburban Areas Due to Chernobyl Wildfires. Retrieved from: https://environics.fi/news/ranidsonni-used-to-survey-kyiv-suburban-areas-due-to-chernobyl-wildfires/.

Environics. (2015, November 16). RanidSONNI was used to confirm radiation safety in Kiev after fires at Chernobyl NPP area. Retrieved from: https://environics.fi/news/ranidsonni-was-used-to-confirm-radiation-safety-in-kiev-after-fires-at-chernobyl-npp-area/.

Bogorad, V., Bielov, Y., Kyrylenko, Y., Lytvynska, T., Poludnenko, V., & Slepchenko, O. (2018). Combination of RanidSONNI Mobile Laboratory Devices and Rodos DSS computer Technologies to Forecast Consequences of Fires in the ChNPP Exclusion Zone. Nuclear and Radiation Safety, 3(79), 10-15. doi: 10.32918/nrs.2018.3(79).02.

Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific Safety Requirements. No. SSR-2/1 (Rev.1). IAEA, Vienna (2016).

WENRA Safety Reference Levels for Existing Reactors. Update In Relation To Lessons Learned From Tepco Fukushima Dai-Ichi Accident. WENRA RHWG Report. 24 September, 2014.

Sehgal B. R. (2012) Nuclear Safety in Light Water Reactors. Severe Accident Phenomenology. First Edition. 740 p.

IAEA. (2020, January 17). New CRP: Developing a Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) and a Validation Matrix, and Performing a Benchmark for In-Vessel Melt Retention (J46002). Retrieved from: https://www.iaea.org/newscenter/news/new-crp-developing-a-phenomena-identification-and-ranking-table-pirt-and-a-validation-matrix-and-performing-a-benchmark-for-in-vessel-melt-retention-j46002).

Call for Research Proposals for participation in the New Coordinated Research Project (CRP) sponsored by the International Atomic Energy Agency (IAEA) «Developing a phenomena identification and ranking table (PIRT) and a validation matrix, and performing a benchmark for In-Vessel Melt Retention» J46002.

Spent Fuel Performance Assessment and Research Final Report of a Coordinated Research Project on Spent Fuel Performance Assessment and Research (SPAR-III) 2009–2014. IAEA-TECDOC-1771, IAEA, Vienna (2015). 220 p.

Bilodid, Y., Ovdiienko, I., Mittag, S., Kuchin, A., Khalimonchuk, V., Ieremenko, M. (2012). Assessment of spectral history influence on PWR and WWER core. Kerntechnik, 77(4), 278–285. doi: 10.3139/124.110254.

Kovbasenko Y. (2016). Comparative Analysis of VVER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel Capability. Universal Journal of Physics and Application, 10(4), 105 – 109. doi: 10.13189/ujpa.2016.100401.