Ядерна енергетика відіграє ключову роль в енергетичній безпеці України, особливо в ці непрості часи російської агресії. Сталий розвиток атомної генерації передбачає як продовження строку експлуатації наявних реакторів типу ВВЕР, так і інтеграцію нових ядерних технологій та установок типу AP1000 (США), малих модульних реакторів тощо. Ключовим аспектом безпечної проєктної та довгострокової експлуатації є оцінювання опору крихкому руйнуванню корпусу реактора, визначення його довговічності завдяки відстеженню зміни властивостей матеріалу, який зазнає деградації внаслідок нейтронного опромінення й радіаційних ефектів, та визначення строку експлуатації. У статті розглянуто питання узгодження критеріїв оцінювання крихкої міцності матеріалів корпусу реактора, проведено зіставлення підходів до визначення критичної температури крихкості в Україні та за кордоном, проаналізовано можливості зіставлення та взаємозв’язок між значеннями температури крихкості, визначеними за різними методиками, та розглянуто виклики, що можуть виникнути під час інтеграції закордонних вимог у національне нормативно-правове поле. Особливу увагу приділено аналізу референтної температури T₀, яка використовується в сучасній методології майстер-кривої (Master Curve) та пропонує більш прямий, статистично обґрунтований та менш консервативний підхід до оцінювання в’язкості руйнування, особливо для опромінених матеріалів корпусу реактора. Проаналізовано фізичну сутність зазначених температур, методи їх визначення та можливі співвідношення для переходу між системами визначення. На підставі зіставлення українських та міжнародних стандартів запропоновано використання методології майстер-кривої та температури T₀ як проміжної ланки для уніфікації підходів. Наведено рекомендації щодо взаємної адаптації українських та міжнародних стандартів.
This article justifies the need for modernization of the Off-site Automated Radiation Monitoring System (ARMS) at nuclear power plants equipped with VVER-440/1000 reactors and presents a comprehensive concept for its functional and technological upgrade. The need for modernization arises from several factors: degradation of infrastructure and restricted site access (as demonstrated at the Zaporizhzhia nuclear power plant) due to hostilities, limited capabilities of stationary monitoring stations under emergency conditions, military threats and cyber risks, as well as insufficient ability of existing systems to detect narrow, terrain-channeled radioactive plumes. Current ARMS software also provides limited predictive accuracy within the 0–10 km near-plant zone — a region where local meteorology, terrain, and urban/industrial structures significantly affect plume dispersion. The proposed modernization includes two complementary components. Functionally, the system is enhanced through integration of mobile robotic platforms capable of autonomous radiological surveying, sampling, and mapping of contaminated areas. Technologically, the modernization is based on the implementation of the Vulcan-M hardware and software platform developed by Westron LLC, which provides secure web-SCADA functionality, redundant satellite communication (Starlink), and autonomous operation during connection disruptions. A key architectural element is the Mobile Monitoring Station, deployed on a vehicle and equipped with a Vulkan-M operator workplace and a suite of unmanned aerial and ground robotic systems. These robots carry modular radiation measurement payloads and are controlled by the Robot Operating System (ROS), enabling shared navigation, telemetry exchange, and unified task coordination. Radiation measurements obtained by drones are subsequently processed and refined within a multiscale digital twin of near‑field (0 –10 km) plume dispersion, developed using high-fidelity computational fluid dynamics simulations, reduced-order modeling, and probabilistic state estimation. The proposed ARMS modernization aims to reduce personnel radiation exposure, achieve real-time situational awareness for operators and regulators, as well as to ensure reliable and resilient radiation monitoring under high-risk conditions with degraded infrastructure.
У статті на основі сучасних наукових джерел проаналізовано технології обробки відпрацьованих іонообмінних смол, значне накопичення яких спостерігається на багатьох майданчиках атомних електростанцій у світі. Відпрацьовані іонообмінні смоли належать до категорії «проблемних» радіоактивних відходів через їхню схильність до набухання, утворення водню та метану внаслідок радіолізу та біодеградації, генерацію агресивних і токсичних продуктів під час термічного розкладу, а також через складність інкорпорування у тверді матриці. Це зумовлює потребу в розробленні економічно доцільних, безпечних та ефективних технологій їх переробки. У цьому огляді стисло представлено термічні (спалювання, піроліз, газифікація, плазмова обробка, паровий риформінг у псевдозрідженому шарі, окиснення розплавленими солями) та хімічні методи (процеси Фентона, окиснення й газифікація в надкритичній воді) обробки іонообмінних смол. Термічні технології, зокрема піроліз, плазмова обробка та паровий риформінг, забезпечують суттєве зменшення об’єму відходів і можливість стабілізації небезпечних компонентів, тоді як хімічні процеси, як-от процес Фентона та мокре окиснення, ефективні для глибокого руйнування органічної матриці. Наведено приклади промислового застосування сталих технологій переробки іонообмінних смол: піроліз (NUKEM Technologies GmbH, Німеччина та Belgoprocess, Бельгія), газифікація (VTT, Фінляндія) та паровий риформінг у псевдозрідженому шарі (Studsvik, Швеція). Комплексний аналіз, що охоплює оцінку переваг і обмежень розглянутих технологій, їх рівень технологічної готовності, комерційну доступність та потенціал масштабування, засвідчує, що піроліз є найбільш збалансованим і перспективним методом обробки відпрацьованих іонообмінних смол. Подальші дослідження мають бути спрямовані на оптимізацію параметрів процесу, розроблення ефективніших каталізаторів та використання функціональних добавок, здатних підвищувати ступінь фіксації радіонуклідів. Додатковим пріоритетом є створення нових вміщуючих матриць для надійної іммобілізації піролізних залишків, які відповідатимуть чинним критеріям прийнятності радіоактивних відходів для захоронення.
The long-term safety of spent nuclear fuel dry cask storage depends on environmental conditions, ageing behavior, and emergency preparedness capability. While dry cask storage systems have demonstrated robust performance in temperate climates, limited research integrates climatic severity, degradation prioritization, and emergency preparedness within arid coastal environments. This study develops a climate-informed safety assessment framework for prospective dry cask storage deployment at the Barakah Nuclear Power Plant, United Arab Emirates. The methodology integrates (I) environmental hazard characterization, (II) degradation mechanism mapping, (III) semi-quantitative risk scoring, and (IV) emergency preparedness evaluation. Site-specific stressors, were analyzed against experimentally established degradation thresholds. Five principal mechanisms were assessed: chloride-induced stress corrosion cracking, thermal creep of fuel cladding, seal ageing, ventilation blockage, and coating degradation. Results indicate that chloride-induced stress corrosion cracking and thermal creep represent dominant risk under climatic conditions of the United Arab Emirates due to temperature-dependent corrosion kinetics and reduced thermal margins. Moderate risks are associated with seal degradation and dust-related ventilation impairment. Emergency preparedness assessment reveals operational constraints driven by heat stress, reduced visibility, and particulate interference, particularly affecting on-site response logistics and protective action implementation. The findings demonstrate that extreme environmental conditions function simultaneously as ageing accelerators and emergency response constraints. A unified, climate-informed risk framework is therefore essential to align ageing management, inspection strategies, and emergency preparedness planning for dry storage deployment in desert coastal regions.
Повномасштабні й аналітичні тренажери нового покоління дозволяють моделювати в реальному масштабі часу практично всі режими експлуатації атомних електростанцій. Програмне забезпечення таких тренажерів базується на високоточних фізико-математичних моделях технологічних систем і дає можливість коригування характеристик основного обладнання й систем енергоблока, зміни уставок спрацювання захисту, блокування і сигналізації, налаштування регуляторів. Вимоги щодо підвищення точності розрахунку фізичних процесів, покращення урахування нелінійних зв’язків для визначення характеристик реактора вимагає постійного вдосконалення та розвитку як програмного забезпечення, так і методів та методик моделювання. У статті наведено загальний опис математичного апарату системи 3KMaster та детальний опис моделі активної зони енергоблока № 3 Рівненської атомної електростанції для програмного продукту RELAP3D (частини системи 3KMaster) для повномасштабного тренажера, а також показано, як системи апаратури контролю нейтронного потоку і внутрішньореакторного контролю отримують інформацію від активної зони.
This paper presents the main outcomes of a structured assessment evaluating how Ukrainian high-level nuclear safety requirements, defined in NP 306.2.245-2024 (General Safety Provisions for Nuclear Power Plants), apply to water-cooled small modular reactor (SMR) designs. The assessment was aimed at identifying regulatory aspects that may require clarification or adaptation in the context of expected SMR deployment in Ukraine, while preserving the overall integrity of the existing regulatory framework. The assessment was performed as a requirement-by-requirement evaluation of selected representative water-cooled SMR designs based on information available from open sources. Each requirement was analysed with respect to its applicability, taking into account design-specific features such as integral layouts, extensive use of passive safety systems, and multi-module plant configurations. Particular attention was given to identifying provisions that may lead to regulatory challenges. The results show that the majority of high-level safety requirements remain applicable to water-cooled SMRs without fundamental modification. At the same time, several areas were identified where further clarification or refined interpretation is required. These include the treatment of multi-module configurations, the application of safety criteria, the use of passive safety systems, as well as specific aspects of safety analysis and system design. It is concluded that the existing Ukrainian regulatory framework provides a generally adequate basis for licensing water-cooled SMRs. At the same time, the targeted clarification of selected provisions and the development of supplementary regulatory guidance would improve regulatory predictability and efficiency. The presented results provide a structured basis for further regulatory discussions and prioritization of activities supporting SMR deployment.
У статті розглянуто ключові аспекти оцінки ризиків під час підготовки та навчання моделей геопросторового сприйняття на основі штучного інтелекту (ШІ) в роях БпЛА, що застосовуються для моніторингу об’єктів критичної енергетичної інфраструктури і функціонують у складних геопросторових умовах. Відсутність формалізованої системи оцінки ризиків підвищує невизначеність на етапах проєктування, розгортання та експлуатації ШІ-моделей геопросторового сприйняття, які використовуються в мультиагентних ройових системах. У статті запропоновано методологічний підхід до класифікації ризиків протягом усього їхнього життєвого циклу , включно з етапами відбору та аналізу знань, навчання моделі й експлуатації. Підхід поєднує людські та технологічні чинники й передбачає використання методу аналізу ієрархій для визначення відносної значущості ризиків. Особливу увагу приділено здатності сучасних мультимодальних ШІ-систем загального призначення інтерпретувати графічні представлення геопросторових об’єктів, релевантних для моніторингу інфраструктури з використанням роїв БпЛА. Експерименти показали, що семантичне розпізнавання сцен загалом є надійним, однак просторово-геометрична реконструкція та формалізоване оцінювання невизначеності залишаються обмеженими. Отримані результати свідчать, що технологічні ризики етапу експлуатації, зокрема пов’язані з поширенням помилок у мультиагентних сценаріях функціонування роїв БпЛА, домінують у загальному профілі ризиків. Запропонована методологія формує основу для системного управління ризиками впродовж усього життєвого циклу ШІ-моделей геопросторового сприйняття у разі їх застосуванні для моніторингу об’єктів критичної енергетичної інфраструктури за допомогою роїв БпЛА, а також визначає специфіку, аспекти безпеки та обмеження їх застосування на атомних електростанціях.
Power outages create significant challenges for information security and incident response, especially in high-risk environments like nuclear power plants, where continuous visibility is essential for safety and security. Traditional cybersecurity approaches assume uninterrupted system stability, which is disrupted during power failures, leading to increased operational uncertainty and difficulty distinguishing between outage-related anomalies and malicious activities. While research typically focuses on securing national grids and local outage management, less attention has been given to how Security Operations Centers and Computer Security Incident Response Teams can function under these conditions. This study addresses this gap by developing Security Operations Center monitoring use cases tailored to power outage challenges at critical infrastructure sites, including nuclear power plants. The methodology involved: (1) identifying infrastructure components most vulnerable to visibility loss; (2) analyzing sources of uncertainty in incident response; and (3) formulating key operational questions for Computer Security Incident Response Teams. A risk assessment highlighted core challenges such as misclassifying disabled assets, inaccurately attributing network outages, and misinterpreting log data loss. To mitigate these risks, a control framework with targeted monitoring use cases was developed to enhance situational awareness and support decision-making during power disruptions.
Проаналізовано встановлене в Правилах ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском (НП 306.2.145-2008) обмеження на допустиме значення швидкості вводу в активну зону реактора додатної реактивності ∂ρ(t)/(∂t) < 0,07 β/с, яке основане на аналогічному документі СРСР, розробленому ще в 70–80-х роках минулого століття. Констатується, що це обмеження, як і положення про заборону одночасного вводу додатної реактивності двома різними засобами впливу на реактивність, відсутні в документах такого ж рівня країн Заходу. З аналізу літератури встановлено, що обмеження ∂ρ(t)/(∂t) < 0,07 β/с реалізовано з умови забезпечення періоду реактора Т > 10 с в стані виводу на мінімально контрольований рівень потужності із зовнішнім джерелом нейтронів під час переходу через критичний стан. Додатковими розрахунками показано, що обмеження ∂ρ(t)/(∂t) < 0,07 β/с є прийнятним також і для станів реактора на потужності. При тому значення Т > 10 с забезпечується протягом усього часу перехідного процесу вводу додатної реактивності. Показано, що з огляду на реальне значення ∂ρ(t)/(∂h) диференціальної ефективності органів регулювання системи управління та захисту ВВВЕР-1000, ∂ρ(t)/(∂t) не перевищує 0,04 β/с і вимога ∂ρ(t)/(∂t) < 0,07 β/с на потужності виконується зі значним запасом, що може забезпечити виконання критерію γ < 0,07 βеф/с навіть під час реалізації одночасного вводу додатної реактивності двома незалежними засобами, а саме додатково завдяки зменшенню концентрації борної кислоти в теплоносії. Наведено обґрунтування критерію прийнятності в експериментальному дослідженні коефіцієнта реактивності за температурою теплоносія на мінімально контрольованому рівні потужності реакторів типу ВВЕР. Виконаними дослідженнями показано, що за критерій прийнятності для виміряного αізотерм необхідно брати відповідне рамкове значення Доплер-коефіцієнта або його розрахункове значення для відповідного стану реактора на мінімально контрольованому рівні потужності. Звертається увага на необхідність коригування окремих термінологічних визначень в НП 306.2.145-2008. Крім того, недоцільним є надання числових обмежень експлуатації реакторної установки в нормативно-правових актах високого рівня, яким є НП 306.2.145-2008, що за своєю суттю повинен встановлювати загальні вимоги, а числові обмеження мають бути встановлені в проєкті реакторної установки та обґрунтовуватись у звіті з аналізу безпеки.
У статті наведено аналіз національної нормативно-правової бази у сфері ядерної захищеності, з урахуванням нинішніх викликів, зумовлених веденням бойових дій на території України з початку повномасштабного вторгнення військ рф. Зокрема виявлено прогалини в законодавчому та підзаконному регулюванні ключових складових режиму захищеності ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів і джерел іонізуючого випромінювання, як-от: фізичний захист, кібербезпека, інформаційна безпека, проєктна загроза та реагування на надзвичайні ситуації. Проаналізовано чинні законодавчі акти, постанови Кабінету Міністрів України, нормативно-правові акти Державної інспекції ядерного регулювання України, інші відомчі положення та їх відповідність міжнародним стандартам, зокрема документам Міжнародного агентства з атомної енергії, і положенням Конвенції про фізичний захист ядерного матеріалу. Особливу увагу приділено впровадженню вимог Загальних положень захищеності ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 27.09.2024 № 1071 та зареєстрованих в Міністерстві юстиції України від 12.11.2024 № 1696/43041, як першої спроби систематизувати підходи до формування державного режиму ядерної захищеності. У процесі аналізу виявлено суттєві нормативні прогалини та запропоновано конкретні напрями вдосконалення нинішньої нормативної бази України, зокрема створення низки документів щодо правил фізичного захисту радіоактивних відходів та інших джерел іонізуючого випромінювання, об’єктової проєктної загрози, впровадження і підтримання режиму ядерної захищеності у практичній діяльності операторів. Результати застосування вищезазначених документів сприятимуть побудові ефективного державного режиму ядерної захищеності, гармонізованого з міжнародними стандартами Міжнародного агентства з атомної енергії і положеннями Конвенції про фізичний захист ядерного матеріалу.
У статті розглядаються наукові, технічні та методологічні аспекти забезпечення довготривалої підтримки проєктних газодинамічних параметрів Нового безпечного конфайнмента об’єкта «Укриття» Чорнобильської АЕС на основі сучасних фізико-математичних моделей і концепції цифрового двійника. Визначено основні параметри, які описані проєктною документацією як критичні для забезпечення екологічної безпеки об’єкта, окремо виділено необхідність контролю перепадів тисків між об’ємами об’єкта та навколишнім середовищем. Проведено аналіз недоліків існуючої системи вентиляції комплексу Нового безпечного конфайнмента об’єкта «Укриття», серед яких виділено недостатнє просторове охоплення системи моніторингу, використання усереднених за добу значень контрольованих параметрів, а також відсутність миттєвої автоматизованої адаптації потужності роботи вентиляційних установок до змін зовнішніх умов. Показано, що ці фактори можуть призводити до неорганізованого (неконтрольованого) повітрообміну Нового безпечного конфайнмента з навколишнім середовищем, підвищення витрат електроенергії на вентиляцію та ризику радіаційного забруднення, особливо в періоди демонтажу нестабільних конструкцій. Описано підходи до фізико-математичного моделювання гідравлічного стану комплексу Нового безпечного конфайнмента об’єкта «Укриття» з використанням моделі зосереджених параметрів та CFD‑моделювання. Проведено чисельний експеримент, у якому продемонстровано переваги оптимального алгоритму керування вентиляцією над традиційним регламентним підходом: оптимальне керування дозволяє повністю уникати неорганізованих викидів повітря через місця протікання під стінами Нового безпечного конфайнмента, що підвищує екологічну надійність об’єкта навіть за несприятливих зовнішніх умов (значна швидкість вітру, а також постійна зміна його напряму). У статті також описано реалізацію прототипу цифрового двійника комплексу Нового безпечного конфайнмента об’єкта «Укриття», який поєднує математичні моделі, дані експлуатаційного моніторингу та спеціальний імітатор для тестування й оптимізації алгоритмів. Запропоновано блок-діаграму циклічного оновлення параметрів цифрового двійника, зокрема площ в місцях протікання, у режимі реального часу на основі порівняння розрахункових і реальних даних. Показано, що застосування цифрового двійника дозволяє забезпечити постійний науковий супровід об’єкта, своєчасне реагування на аварійні ситуації, прогнозування та підтримку проєктних параметрів упродовж усього строку експлуатації.
У статті розглядається задача кількісного визначення та раціонального обґрунтування обсягу інвестицій, необхідних для забезпечення інформаційної безпеки об’єктів ядерної енергетики. Як методологічна основа пропонується інтерпретація формули Блека – Шоулза, застосовна до широкого класу соціотехнічних систем – від об’єктів критичної інфраструктури і комерційних компаній до регіональних спільнот, органів державної влади і міжнародних організацій. Бюджетні асигнування на захисні заходи, що обмежують критичний поріг допустимих втрат в умовах реалізації ризиків інформаційної безпеки, концептуалізуються як еквівалент справедливої вартості пут-опціону. Актуальність задачі зумовлена відсутністю науково-формалізованого механізму оцінювання витрат на забезпечення інформаційної безпеки, зрозумілого як галузевим фахівцям, так і керівникам стратегічної ланки. Перенесення логіки опціонів зі сфери фінансового аналізу в галузь інформаційної безпеки є не тільки методологічним запозиченням, але й міждисциплінарним розширенням категоріального апарату управління ризиками. У межах цієї логіки формалізується взаємозв’язок між вартісними характеристиками активу, стохастичною динамікою загроз, пороговими значеннями збитку і часовими параметрами бюджетного планування, задаючи тим самим відтворювану метрику для ухвалення науково-обґрунтованих управлінських рішень. Ілюстративний приклад демонструє застосовність підходу в межах традиційної ризик-орієнтованої парадигми управління інформаційною безпекою, заснованої на припущенні щодо потенційної передбачуваності загроз. У межах цієї парадигми запропонований підхід може бути використаний як основа для підвищення наукової обґрунтованості процедур стратегічного планування заходів щодо забезпечення інформаційної безпеки. Отримані результати можуть стати підґрунтям для створення спеціалізованих засобів підтримки ухвалення рішень, а також для формування нормативно-методичних документів з бюджетування й управління інвестиціями у сфері інформаційної безпеки.
An analysis of available data on the conditions for the initiation of delayed hydride cracking (DHC) as one of the mechanisms that can cause integrity loss of fuel zirconium cladding under dry storage conditions was performed. Based on the available experimental values for different zirconium alloy grades, a recommendation was made to use 5.0±2,5 MPa·m1/2 as a conservative critical value for the stress intensity factor in the vicinity of a crack, whose exceeding may result in DHC. Stresses arising in the fuel cladding can be caused by mechanical interaction between the fuel pellet and the cladding, pressure created by gaseous fission products (GFPs) under the cladding, and residual stresses in the weld joint zone. In the implementation of the dry storage technology, the maximum reduction in the radial gap between the fuel pellet and the cladding does not exceed 2.2 μm (for E110 cladding at a GFP pressure of 2.85 MPa), which is less than the minimum initial gap typical for irradiated fuel rods (15 μm). Therefore, it was concluded that the formation/growth of stresses in the fuel cladding, which could cause DHC initiation due to mechanical contact between the fuel pellet and the cladding, can be disregarded. Using the VERLIFE methodology, the stress intensity factor (KI) was calculated for the maximum permissible size (depth) of a postulated internal crack in the nuclear power industry, which is 0.25 of its thickness. This size is greater than the maximum fretting wear (10%) of the fuel cladding and is therefore more conservative. The set of calculations enabled to conclude that under thermal impact in the implementation of the dry storage technology, which includes vacuum drying followed by filling the Multi-Purpose Canister (MPC) with helium until a steady state is reached at a temperature of 350 °C, and during long-term storage of spent nuclear fuel (SNF) in the Ventilated Concrete Casks (VCCs) at the Dry Spent Fuel Storage Facility (DSFSF) site under normal conditions, due to the internal pressure under the cladding (GFPs, pellet), DHC will not be initiated, since the maximum calculated KI value for rods with E110 and ZIRLO alloy claddings is 1.81 MPa·m1/2, which is typical for ZIRLO alloy cladding at the vacuum drying stage (436 °C) and does not exceed the conservative critical value KIC = 5.0±2,5 MPa·m1/2.
Діяльність з кваліфікації обладнання належить до однієї з основних складових загальної системи забезпечення безпеки атомної електростанції. Водночас в умовах довгострокової експлуатації енергоблоків атомних електростанцій України нагальним постає питання продовження (переоцінки) кваліфікаційного терміну обладнання. У статті розглянуто можливі фактори впливу, які призводять до старіння обладнання та, відповідно, мають бути враховані під час прогнозування його кваліфікаційного терміну. Зокрема, вплив параметрів навколишнього середовища (температури, радіаційного опромінення) на технічний стан є суттєвим для електротехнічного обладнання, обладнання систем контролю та управління, критичних компонентів тепломеханічного обладнання через наявність у цих елементах електричних ланцюгів та/або використання матеріалів, які є чутливими до деградації та, відповідно, піддані старінню під дією цих параметрів. Сформовано підходи та висвітлено особливості виконання технічних заходів з продовження кваліфікаційного терміну обладнання енергоблоків атомних електростанцій залежно від виду обладнання, застосованих конструкційних матеріалів (з урахуванням їхньої деградації) та характеру впливу на обладнання.
The paper provides a generalized overview of the components of the nuclear fuel cycle (NFC) in Ukraine and worldwide, as well as specific features of open and closed fuel cycle configurations. Using the Nuclear Fuel Cycle Simulation System (NFCSS) developed by the International Atomic Energy Agency (IAEA), an assessment was performed to model nuclear material flows during VVER-1000 operation under two scenarios: use of uranium oxide fuel (open fuel cycle) and partial core loading with mixed uranium-plutonium oxide (MOX) fuel derived from spent nuclear fuel (SNF) reprocessing (closed fuel cycle). The impact of SNF reprocessing for natural uranium, enrichment requirements and waste generation was evaluated, as well as changes in isotopic composition, radiotoxicity and residual heat release. It was demonstrated that the use of MOX fuel can reduce natural uranium consumption by approximately 20–25%, decrease the scope of enrichment activities and enable more efficient utilization of available nuclear materials. At the same time, the total mass of SNF remains nearly unchanged in both scenarios, although its isotopic composition undergoes significant transformation. The calculations revealed an increase in residual heat generation and overall radiotoxicity of spent nuclear fuel in the scenario involving MOX fuel, which introduces additional engineering challenges for the design of storage and geological disposal systems for high-level radioactive waste, particularly regarding thermal loads and long-term radiological impact. The study highlights NFCSS feasibility as an effective tool for strategic analysis of nuclear fuel cycle development scenarios, nuclear fuel utilization planning and evaluation of SNF reprocessing efficiency to support the improvement of nuclear industry in Ukraine.
Розглядається новий безпечний конфайнмент Чорнобильської АЕС в умовах кризового стану внаслідок порушення проєктного режиму повітрообміну вентиляції кільцевого простору і основного об’єму нового безпечного конфайнмента після влучання дрона 14.02.2025. Проєктний стан повітрообміну нового безпечного конфайнмента з навколишнім середовищем повинен підтримуватись впродовж не менш як 100 років експлуатації за допомогою складної і потужної системи вентиляції, яка постійно нагнітає та осушує повітря з основного об’єму в кільцевий простір, де створюється позитивний тиск, потім повітря просочується через внутрішню оболонку в основний об’єм нового безпечного конфайнмента, і далі вже перемішане з радіоактивними аерозолями може виходити назовні через негерметичності під західною (1,7 м²) і східною (5,2 м²) стінами нового безпечного конфайнмента. Для мінімізації негативного впливу на навколишнє середовище витяжні вентилятори висмоктують назовні повітря з радіоактивними аерозолями через спеціальні фільтри, а створений в основному об’ємі негативний тиск запобігає виходу повітря з радіоактивними аерозолями через негерметичності під стінами нового безпечного конфайнмента. Атака дрона, вибух і пожежа зруйнували частину циліндричної зовнішньої оболонки нового безпечного конфайнмента, створивши рваний отвір розміром 15 м². Внаслідок займання і вигорання пароізоляційної герметизуючої EPDM-мембрани, яке розповсюдилось у різних напрямках, утворились додаткові отвори, розмірами 1 м² у південно-західній, 2 м² у північно-східній та 55 м² у південно-східній частинах зовнішньої оболонки нового безпечного конфайнмента. Ці пошкодження і спричинили кризовий стан нового безпечного конфайнмента внаслідок повної розгерметизації, зупинки системи вентиляції, тривалої нездатності нового безпечного конфайнмента виконувати своє призначення і появи суттєвого неорганізованого й неконтрольованого витоку повітря з радіоактивними аерозолями з нового безпечного конфайнмента в навколишнє середовище, що є проблемою для його подальшої безпечної експлуатації. Метою роботи є визначення об’ємів неконтрольованого витоку повітря з радіоактивними аерозолями з кільцевого і основного об’ємів нового безпечного конфайнмента в навколишнє середовище в умовах значного (приблизно в 10 разів) збільшення площ протікань за різних напрямків і швидкостей вітру. Визначення цих об’ємів повітря, які цілком залежать від напрямків і швидкостей вітру, виконувалось за допомогою моделювання гідравлічного стану нового безпечного конфайнмента і за наданими Чорнобильською АЕС експлуатаційними даними після атаки дрона за періоди з 10.03.2025 по 10.04.2025 і з 01.06.2025 по 01.07.2025.
Розгляд та аналіз зовнішніх загроз як природного, так і техногенного походження є важливою складовою оцінки безпеки енергоблоків атомних електричних станцій, оскільки такі загрози потенційно здатні спричинити негативні наслідки з боку атомних електричних станцій для здоров’я людей та стану навколишнього природнього середовища. Під час такого аналізу необхідно враховувати повний спектр згаданих потенційних зовнішніх загроз. Нещодавно в Україні введені в дію Вимоги до оцінки безпеки атомних електричних станцій щодо зовнішніх впливів природного характеру, що враховують найкращі сучасні світові практики. Водночас національні регулюючі вимоги до оцінки безпеки атомних електричних станцій щодо техногенних впливів наразі є фрагментарними та узагальненими. Цей фактор зумовлює наявність відповідних прогалин під час комплексного аналізу безпеки атомних електричних станцій. Тому виникає нагальна потреба розроблення загальних рекомендацій щодо розвитку та покращення національних підходів до оцінки безпеки енергоблоків атомних електричних станцій за техногенних впливів, які, зі свого боку, можуть слугувати підґрунтям для розроблення та впровадження в Україні вже системного підходу до оцінки впливу техногенних загроз на безпеку атомної електричної станції. У статті проаналізовано сучасні світові практики оцінки безпеки атомних електричних станцій за техногенних впливів, зазначено недосконалості наявної національної нормативно-правової бази за цим аспектом, здійснено огляд положень державних будівельних норм щодо підходів до оцінки міцності будівель та споруд певного функціонального призначення, що розташовуються в особливих умовах експлуатації. На підставі виконаних досліджень авторами статті запропоновані узагальнені рекомендації щодо вдосконалення національних підходів до оцінки безпеки атомних електричних станцій за техногенних впливів, включно з категоризацією елементів атомних електричних станцій за ступенем відповідальності за ядерну та радіаційну безпеку, підходами до визначення проєктних техногенних впливів та техногенних впливів розширених проєктних умов тощо. У підсумку сформовано перспективні напрями подальших наукових досліджень щодо розроблення сучасних методик оцінки безпеки атомних електричних станцій за техногенних впливів.
Стаття містить інформацію щодо основних результатів аналізу експлуатаційних подій, що відбулися у 2024 році на АЕС України. Розглянуто результати статистичної оцінки щодо: загальної кількості експлуатаційних подій за 2015–2024 роки та їх розподілу за майданчиками АЕС України; наслідків подій, що виникли через експлуатаційні чинники та військову агресію рф у 2022–2023 роках; розподілу корінних причин виникнення аномальних подій експлуатаційних подій. Крім того, наведено стислу інформацію щодо впливу військової агресії рф на виникнення експлуатаційних подій у роботі АЕС України, включно з наслідками від подій, що виникли через масштабні обстріли об’єктів енергетичної інфраструктури. Також наведено інформацію про здобуті уроки та аспекти важливі для безпеки, виявлені за результатами аналізу досвіду експлуатації від експлуатаційних подій, основні з яких стосувалися: своєчасного виявлення й усунення незначних недоліків та малозначних подій, які можуть створити умови для виникнення експлуатаційних подій, недоліків документації щодо повноти вимог, питань старіння обладнання (зокрема високовольтних трансформаторів струму), забезпечення належного контролю за станом обладнання і трубопроводів високого тиску та за якістю впровадження модифікацій, питань забезпечення вологостійкості електричних шаф турбінного відділення, а також чинників, що впливають на надійність роботи енергоблоків в умовах військової агресії рф. Наголошено на важливості проведення системного аналізу експлуатаційних подій на постійній основі, включно з подіями, спричиненими військовою агресією рф проти України.
Ядерна безпека є одним з важливих питань для будь-якої країни. Умови повномасштабної війни в Україні різко загострили питання реальної захисної спроможності укриттів, які масово облаштовують у підвальних і цокольних приміщеннях без належної перевірки відповідності властивостям захисних споруд цивільного захисту, зокрема і протирадіаційних укриттів. Навіть наявні протирадіаційні укриття, споруджені ще в минулому столітті, потребують перегляду відповідності сучасним вимогам щодо несучої здатності та послаблення іонізуючого випромінювання. У статті на конкретному об’єкті показано, як системна оцінка дозволяє встановити фактичну відповідність / невідповідність підвального приміщення будівлі ознакам протирадіаційного укриття за ДБН В.2.2-5:2023. Методика оцінки охоплювала натурне обстеження, аналіз об’ємно-планувальних рішень й інженерних систем, перевірні розрахунки несучої здатності конструкцій, визначення коефіцієнта послаблення іонізуючого випромінювання. Результати засвідчили низку критичних невідповідностей: відсутність механічної вентиляції, захисних дверей та аварійних виходів; дефіцит площі основних приміщень, обов’язкових допоміжних приміщень і санітарно-гігієнічного обладнання; прокладання мереж без захисних футлярів. За розрахунками несуча здатність плит перекриття і стін є недостатньою на повне еквівалентне навантаження у 22 рази та 1,5 раза відповідно, а коефіцієнт послаблення випромінювання у сотні разів нижчий за нормативний; навіть після первинних заходів (влаштування тамбурів, закладення прорізів, зовнішнього обвалування стін) показник залишається у 8–20 разів меншим за вимогу. Практичне значення роботи полягає в демонстрації проведення перевірок, що дозволяє органам місцевого самоврядування, балансоутримувачам та проєктантам ідентифікувати «вузькі місця» типових підвальних укриттів й обґрунтовано планувати підсилення конструкцій і комплектацію інженерних систем до досягнення нормативної відповідності.
Подальший розвиток ядерної енергетики значною мірою залежить від розроблення передових конструкційних матеріалів для реакторів нового покоління та вдосконалення матеріалів для діючих атомних електростанцій. Високі вимоги до конструкційних матеріалів щодо вмісту домішкових елементів, зокрема заліза, можуть бути виконані лише за умови використання високочистих металів як вихідних компонентів та застосування нових технологій їхнього виробництва. У статті представлені основні результати досліджень з моделювання залежностей корозійної резистентності від легуючого елемента цирконієвих сплавів, на прикладі вітчизняного цирконієвого сплаву Zr1%Nb, властивості якого протягом років досліджувалися в Національному науковому центрі «Харківський фізико-технічний інститут» Національної академії наук України , для елементів активних зон існуючих та перспективних реакторів з водою під тиском. Наведено огляд і деякі результати сучасних досліджень науковців-ядерників щодо вивчення процесів корозії в цирконієвих сплавах різного складу (Zr1%Nb, Zircaloy-4, Zr-1,5%Sn та ін.), які застосовуються як конструкційні матеріали елементів активних зон ядерних реакторів типу ВВЕР, PWR, CANDU, BWR. Також наведено аналіз робіт щодо моделювання і розуміння процесу корозії, яка є багатомасштабним, багатофазним, багатопараметричним процесом. Легування цирконієвих сплавів з Fe є перспективним у розробленні технології вітчизняного виробництва матеріалів для облицювання тепловидільних елементів реакторів з високою надійністю і безпекою, що дуже важливо для розвитку атомної промисловості України. Розглянуто метод оптимізації кількості легуючого елемента Fe в конструкційних цирконієвих сплавах на прикладі українського сплаву Zr1%Nb на основі інтервального аналізу. Результати моделювання показали, що поліноміальна регресія, заснована на ймовірнісних оцінках та застосуванні методу найменших квадратів для визначення оптимальної кількості вмісту заліза Fe в цирконієвому сплаві Zr1%Nb з метою мінімізації швидкості утворення корозії, не завжди дає достовірні результати. Також інтервальна регресія, створена за цією концепцією, не у всіх випадках вирішує проблему. Прийшли до висновку, що перспективним ефективним підходом до побудови достовірної моделі визначення оптимальної кількості вмісту заліза Fe в цирконієвих сплавах оболонок твелів (на прикладі сплаву Zr1%Nb) з метою мінімізації швидкості утворення корозії є застосування алгоритмів чисельних методів інтервального аналізу в умовах обмежених похибок у вхідній інформації результатів випробувань та відсутності ймовірнісних характеристик цих похибок.
