State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants
The problem of protecting the population and environment from radioactive waste generated under the design operation conditions of nuclear power plants is becoming more and more significant due to the steady increase in their volumes. At present, the only way of isolating radioactive waste is their...
Збережено в:
| Дата: | 2016 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Українська |
| Опубліковано: |
General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine
2016
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/579 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | System Research in Energy |
| Завантажити файл: |  |
Репозитарії
System Research in Energy| _version_ | 1871104090160758784 |
|---|---|
| author | Shulzhenko Radchenko О.L. Tarasenko P.V. |
| author_facet | Shulzhenko Radchenko О.L. Tarasenko P.V. |
| author_institution_txt_mv | [
{
"author": "Shulzhenko ",
"institution": null
},
{
"author": "Radchenko О.L.",
"institution": null
},
{
"author": "Tarasenko P.V.",
"institution": null
}
] |
| author_sort | Shulzhenko |
| baseUrl_str | https://systemre.org/index.php/journal/oai |
| collection | OJS |
| datestamp_date | 2026-07-18T12:57:42Z |
| description | The problem of protecting the population and environment from radioactive waste generated under the design operation conditions of nuclear power plants is becoming more and more significant due to the steady increase in their volumes. At present, the only way of isolating radioactive waste is their storage or burial in depositories of different types. The construction of such depositories requires significant expenditures of funds and exclusion, up to eternal, of certain plots of land. Taking into account the international experience in this  field, we propose an approach to the classification of radioactive waste in accordance with the types of their depositories. |
| doi_str_mv | 10.15407/pge2016.03.050 |
| first_indexed | 2026-03-24T02:02:18Z |
| format | Article |
| fulltext |
В світі на атомних електростанціях (АЕС)
станом на лютий 2015 р. експлуатували близько
435 ядерних реакторів з сумарною потужністю
понад 370 ГВт (ел.). Для забезпечення роботи
цих реакторів потрібно щороку близько 78 тис.
тонн закису-окису урану, що містять 66 тис.
тонн урану [1]. Станом на 31 грудня 2015 р. за
даними IAEA в світі експлуатували вже 441
ядерний реактор сумарною потужністю
382,9 ГВт (ел.), що додатково збільшило потре-
бу в ядерному паливі. Використання такої
великої кількості радіоактивних матеріалів в
роботі АЕС робить їх одним з найбільших дже-
рел радіоактивних відходів (РАВ) в світі. В пер-
спективі в світі можна очікувати нарощування
потужностей АЕС та, як наслідок, збільшення
обсягів утворення РАВ, оскільки значення
середньозваженої собівартості електричної
енергії (LCOE), виробленої на АЕС, станом на
2015 р. в світі є конкурентоздатним відносно
технологій виробництва електроенергії, що
використовують вугілля та природний газ, а в
деяких країнах і вітроелектричні установки
(ВЕУ) [2] (рис. 1).
В разі збільшення потужностей АЕС на
кожен ГВт нових потужностей буде потрібно
додатково близько 150 тонн урану на рік і
близько 300–450 тонн урану для першого
завантаження палива [1].
Станом на 2016 р. в Україні експлуатується
чотири АЕС з 15 енергоблоками. За встановле-
ною потужністю енергоблоків АЕС Україна
посідає 7 місце в світі. Загальна встановлена
потужність діючих українських енергоблоків за
даними ДП НЕК Укренерго становить
13835 МВт(ел.). В Україні до 2020 р. закін-
чуються проектні терміни експлуатації 9 енер-
гоблоків АЕС [3].
© С.В. ШУЛЬЖЕНКО, О.Л. РАДЧЕНКО,
П.В. ТАРАСЕНКО, 2016
УДК 621.311.183 С.В. ШУЛЬЖЕНКО, канд. техн. наук, ст. наук. співр., О.Л. РАДЧЕНКО, канд. техн. наук,
П.В. ТАРАСЕНКО, канд. хім. наук,
Інститут загальної енергетики НАН України,
вул. Антоновича, 172, м. Київ, 03680, Україна
СТАН ТА ПЕРСПЕКТИВНІ НАПРЯМИ ПОВОДЖЕННЯ З РАДІОАКТИВНИМИ
ВІДХОДАМИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ
Наведено поточний стан та прогноз утворення радіоактивних відходів (РАВ) в процесі
проектної експлуатації атомних електростанцій України. Проаналізовано наявні світові
підходи та методи класифікації РАВ, які зумовлюють особливості поводження з ними,
зокрема, вимоги до сховищ для їх зберігання або захоронення. Визначено заходи щодо
розділення радіоактивних відходів в умовах України для оптимізації кількості та типу схо-
вищ радіоактивних відходів.
К л ю ч о в і с л о в а: атомні електростанції, проектна експлуатація, радіоактивні відходи,
сифікація, сховища радіоактивних відходів.
50 ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
НАДІЙНІСТЬ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ТА БЕЗПЕКА ФУНКЦІОНУВАННЯ
ЕНЕРГЕТИЧНИХ ОБ’ЄКТІВ І СИСТЕМ
51ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
Стан та перспективні напрями поводження з радіоактивними відходами атомних електростанцій
Робота атомних електростанцій в Україні
регламентована відповідною законодавчою
базою, яка відповідно до політичних рішень
має поступово гармонізуватись із законодав-
ством ЄС, зокрема, відповідно до Угоди про
асоціацію між Україною, з однієї сторони, та
Європейським Союзом, Європейським співто-
вариством з атомної енергії і їхніми державами-
членами, з іншої сторони (відповідний Закон
України ухвалено у 2014 р.). Зокрема гармоні-
зації та імплементації підлягають такі
Директиви ЄС:
1. Директива №96/29/Євратом, що встанов-
лює основні стандарти безпеки для захисту здо-
ров’я працівників та населення від небезпеки,
що виникає від іонізуючої радіації.
2. Директива №2006/117/Євратом про
нагляд та контроль за перевезенням радіо-
активних відходів та відпрацьованого ядерного
палива.
3. Директива №2003/122/Євратом про конт-
роль за високоактивними законсервованими та
покинутими радіоактивними джерелами.
Положення цих директив мають бути впро-
ваджені до 2017 р. включно відповідно до
плану, затвердженого розпорядженням
Кабінету Міністрів України «Про імплемента-
цію Угоди про асоціацію між Україною, з однієї
сторони, та Європейським Союзом,
Європейським Співтовариством з атомної
енергії і їхніми державами-членами, з іншої
сторони» № 874-р від 17.09.2014 р.
Зокрема Директивою №2003/122/Євратом
визначено заходи щодо контролю за високоак-
тивними законсервованими та покинутими
радіоактивними джерелами, спрямовані запо-
біганню негативного впливу іонізованого
випромінювання на людей та довкілля. В
Україні вимоги, що затверджені цією
Директивою, регулює Закон України «Про
використання ядерної енергії та радіаційну без-
пеку». Цей закон та Закон України «Про захист
людини від впливу іонізуючого випромінюван-
ня» є головними законодавчими актами в цій
сфері, які визначають пріоритет безпеки люди-
ни та навколишнього природного середовища.
Велику важливість виключення негативного
впливу випромінювання радіоактивних джерел
для України визначають такі чинники.
У результаті роботи українських АЕС вже
утворено і утворюються РАВ, загальний обсяг
яких в 2015 р. оцінено в 95833 м3, а в разі зняття
енергоблоків АЕС з експлуатації додатково
буде утворено 41445 м3 РАВ [4]. В процесі екс-
плуатації енергоблоків АЕС утворюється три
основні види РАВ: газоаерозольні, рідкі та
Рис. 1. Порівняння LCOE для різних країн
52 ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
С.В. ШУЛЬЖЕНКО, О.Л. РАДЧЕНКО, П.В. ТАРАСЕНКО
тверді. В середньому, в залежності від потужно-
сті і типу реакторної установки, протягом року
на українських АЕС утворюється від 0,15 до
0,35 м3 рідких і від 0,1 до 0,3 м3 твердих РАВ на
1 МВт потужності реактора [5] та в середньому
на 1 млрд кВт·год виробленої електроенергії 27
і 35,1 м3 відповідно твердих і рідких РАВ [6].
Пошук ефективних технологій для здійснення
заходів з поводження з РАВ ведеться в світі
протягом всього часу експлуатації АЕС, але
універсальних рішень ще не знайдено.
Газоаерозольні РАВ після їх очищення роз-
сіюють в довкіллі. Досвід експлуатації АЕС
свідчить про те, що передбачені при проекту-
ванні АЕС заходи щодо обмеження обсягу газо-
подібних викидів, дотримання режиму екс-
плуатації очисного обладнання забезпечують
дотримання нормативних вимог.
Рідкі РАВ (РРВ) на АЕС утворюються про-
тягом перебігу технологічних процесів екс-
плуатації обладнання та в разі непередбаченого
просочування радіоактивних рідин. Система
вилучення РРВ на АЕС включає обладнання
для їх збору та ємності для тимчасового збері-
гання. Для переробки РРВ на АЕС використо-
вують термічний, сорбційний і мембранний
методи. Через значну кількість радіоактивних і
нерадіоактивних рідких забруднювачів, в тому
числі через наявність аміаку, мастил, жоден зі
згаданих методів очищення окремо не забезпе-
чує очищення РРВ до потрібного ступеня.
Тому на АЕС процес очищення РРВ є склад-
ною послідовністю операцій, які виконують
спеціальні апарати, в котрих реалізують різні
методи очищення. Переробка до твердого
стану концентратів РРВ відбувається шляхом
вміщення їх в зв’язуючі матеріали, які можна
поділити на три основні групи: термопластичні
(бітум і ін.), термореактивні (смоли поліефірні,
карбамідні і ін.), неорганічні (цемент, гіпс,
скло та ін.).
Тверді РАВ (ТРВ) утворюються при екс-
плуатації АЕС в процесі запланованих техніч-
ного обслуговування і ремонтів енергоблоків.
Радіоактивними на енергоблоках АЕС стають
частини або деталі обладнання і трубопроводів,
інструмент, який використовували при
ремонтних роботах, електро- і теплоізоляційні
матеріали, одяг, ганчір’я і т. ін.
Перспективність використання ядерної
енергії для забезпечення потреб людства було
визнано в середині минулого століття. Для
досягнення широкого та безпечного застосу-
вання цієї енергії ООН було засновано агенцію
МАГАТЕ як міжнародну організацію для забез-
печення співробітництва у мирному викори-
станні ядерних технологій. Зокрема, МАГАТЕ
уповноважена встановлювати норми щодо
ядерної та радіаційної безпеки, які можуть
застосовувати держави, включаючи в свої від-
повідні нормативні документи. Одним з напря-
мів діяльності МАГАТЕ в сфері поводження з
РАВ є їх класифікація. Вперше норми МАГАТЕ
з класифікації РАВ було опубліковано в 1970 р.,
а в 2011 р., з урахуванням набутого міжнарод-
ного досвіду, було видано Керівництво з безпе-
ки № GSG-1, де викладено нову систему класи-
фікації РАВ [7], яка має рекомендаційний
характер. Згідно з цією класифікацією РАВ
поділяють на 6 класів відповідно до способу
захоронення або зберігання, що дозволяє одра-
зу розподіляти РАВ після їх утворення.
Критерієм поділу РАВ за класами є їх актив-
ність без надання кількісних характеристик. Ці
характеристики має визначати кожна держава
індивідуально. Така класифікація може бути
використана і в Україні відповідно до можли-
востей її реалізації замість існуючої, яка має
певні недоліки.
За системою класифікації, яка нині діє в
Україні, РАВ поділяють на [8]:
– 2 типи за терміном виведення з-під конт-
ролю до та після 300 років з початку захоронен-
ня;
– 4 групи за показником «рівень вилучен-
ня», який визначає значення активності (вимі-
рюється в кБк/кг);
– 3 категорії за показником питомої актив-
ності (вимірюється в кБк/кг);
– види – тверді, рідкі, газоподібні.
Такий поділ РАВ не дає однозначної оцінки
для обрання способу їх зберігання або захоро-
нення. Крім того, захоронення передбачено
відповідно до типу РАВ в трьох різновидах схо-
вищ: поверхневих та приповерхневих (на тер-
мін до 300 років) і в стабільних глибоких геоло-
гічних формаціях (на термін більше 300 років).
Відповідно до класифікації МАГАТЕ, згідно з
оцінкою [4], в умовах проектної експлуатації
АЕС в Україні будуть утворюватись РАВ 4-х
класів (з 3-го по 6-й): дуже низькоактивні,
низькоактивні (потребують надійної ізоляції на
кілька сотень років), середньоактивні (не
потребують або обмежено потребують відве-
53ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
Стан та перспективні напрями поводження з радіоактивними відходами атомних електростанцій
дення тепла, потребують захоронення на гли-
бинах від десятків до сотень метрів) та висо-
коактивні (потребують відведення значного
обсягу тепла, потребують захоронення на гли-
бинах в сотні та більше метрів у стабільних гео-
логічних формаціях). Для захоронення цих
класів РАВ за класифікацією МАГАТЕ будуть
потрібні відповідні поверхневі та приповерхне-
ві сховища, сховища в геологічних структурах
на проміжній глибині та глибокі. Іншими сло-
вами, використовуючи класифікацію МАГАТЕ
можна більш детально визначити потреби у
створенні сховищ відповідного типу для РАВ.
Тому розподіл РАВ відповідно до їх активності
за рекомендацією МАГАТЕ є таким, що дозво-
ляє їх групувати ще на стадії переробки відпо-
відно до потенційної небезпечності і дає мож-
ливість одразу визначити способи переробки
РАВ та їх безпечного ізолювання від довкілля.
Можливості захоронення та/або безпечного
зберігання в Україні РАВ, які класифіковано
згідно з [7], можна оцінити таким чином.
Сховища поверхневі та приповерхневі є таки-
ми, що можуть бути спроектовані та піддані від-
повідним випробуванням з метою визначення
їх придатності. Такі роботи вже започатковано
для комплексу «Вектор» у Чорнобильській зоні
відчуження. Конструкція та експлуатація таких
сховищ повинна забезпечити безпечне довго-
строкове зберігання РАВ з урахуванням набу-
того досвіду. Наприклад, практичний досвід
експлуатації залізобетонних сховищ для РАВ
на комбінатах «Радон» свідчить [9], що через
30–40 років після розміщення в них відходів
зафіксовано вихід радіонуклідів в довкілля.
Сховища в геологічних формаціях можуть
бути створені лише у вже існуючих геологічних
структурах за обмежених можливостей визна-
чення їх властивостей. Потенційну спромож-
ність створення в Україні таких сховищ РАВ
можна оцінити таким чином. Основною умо-
вою безпечного та довготривалого захоронення
РАВ є стабільність структур, в яких здійснено
таке захоронення, і які можуть гарантовано
забезпечити як радіаційну безпеку навко-
лишнього середовища, так і відсутність нега-
тивних наслідків від випромінювання тепла
продуктами поділу. Найбільш надійним мето-
дом ізоляції радіоактивних матеріалів вважають
їх захоронення в кристалічних породах (граніт,
базальт), соляних пластах та водонепроникних
глинистих структурах. Шари граніту та соляні
пласти є поширеними на території України і їх
вважають цілком стабільними геологічними
структурами. Загалом можна вважати, що в
Україні існують потенційні природні можливо-
сті для спорудження необхідних сховищ,
потрібних для захоронення РАВ, що утвори-
лись за умов проектної експлуатації АЕС, в разі
врахування класифікації МАГАТЕ.
Організаційні засади щодо створення сховищ
РАВ різних типів в Україні можна вважати таки-
ми, що визначені. Законом України «Про
Загальнодержавну цільову екологічну програму
поводження з радіоактивними відходами»
визначено заходи з реалізації державної політи-
ки у сфері поводження з радіоактивними відхо-
дами, спрямованої на захист довкілля, життя і
здоров’я населення від дії іонізуючого випромі-
нювання, серед яких передбачено гармонізацію
вітчизняного законодавства з законодавством
ЄС та врахування рекомендацій МАГАТЕ в
сфері ядерної безпеки, проведення пошукових
та інших робіт зі створення сховищ РАВ у геоло-
гічних структурах. Стратегією поводження з
радіоактивними відходами в Україні [6], метою
якої є завершення створення та забезпечення
ефективного функціонування в Україні цілісної
системи поводження з РАВ, затверджено заходи
щодо досягнення безпечного поводження
(включаючи захоронення) з РАВ всіх типів, які
були накопичені в попередні періоди, вини-
кають під час поточного використання ядерної
енергії і утворюватимуться у майбутньому, серед
яких проектування та будівництво сховищ РАВ,
в тому числі і в геологічних структурах.
Головна проблема поводження з РАВ –
неможливість скорочення терміну їх негатив-
ного впливу на довкілля та організм людини,
оскільки цей вплив визначається виключно
значенням періоду напіврозпаду радіонукліда
та типом іонізуючого випромінювання. Тому
контрольованою величиною є концентрація
активності РАВ, яка відповідає «рівню вилу-
чення» регламентованого уповноваженими
державними органами. Ними є Міністерство
охорони здоров’я (МОЗ) та Державна інспекція
ядерного регулювання (ДІЯР).
В табл. 1 наведено затверджені наказом
МОЗ від 02.02.2005 № 54 граничні питомі
активності різних груп радіоізотопів в ТРВ, які
визначено як «рівні вилучення».
За наявності у складі РАВ кількох радіоізо-
топів згідно з наказом ДІЯР від 01.07.2010 № 84
рівень вилучення для такої суміші повинен від-
повідати умові:
54 ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
С.В. ШУЛЬЖЕНКО, О.Л. РАДЧЕНКО, П.В. ТАРАСЕНКО
Таблиця 1 – Класифікація ТРВ за критерієм «рівень вилучення»
(1)
де Ai – фактична питома активність кожного
радіоізотопу з суміші на момент вилучення,
кБк/кг;
Ai
вил – питома активність кожного радіоізо-
топу, яка є для нього регламентованим значен-
ням рівня вилучення на момент вилучення,
кБк/кг.
Згідно з наказом МОЗ від 02.02.2005 № 54
РАВ поділяють за значенням періоду напівроз-
паду:
– короткоіснуючі – період напіврозпаду до
30 років, з більш детальним поділом:
• період напіврозпаду до 18 діб;
• період напіврозпаду до 3-х місяців;
• період напіврозпаду більше 3-х місяців;
– середньоіснуючі – період напіврозпаду від
10 до 100 років;
– довгоіснуючі – період напіврозпаду біль-
ше 100 років.
За значенням початкової активності (на
момент початку спостереження) РАВ поді-
ляють на 3 категорії – низько-, середньо- та
високоактивні, але діапазони значень активно-
сті для цих категорій включають числові зна-
чення, які одночасно відносяться до різних
категорій.
Є пропозиції щодо впровадження додатко-
вих категорій РАВ – особливо низькоактив-
ні, довгоіснуючі середньоактивні. В той
самий час Законом України «Про поводжен-
ня з радіоактивними відходами» визначено
поділ РАВ на довгоіснуючі (звільнення від
контролю після 300 років зберігання) та
короткоіснуючі (звільнення від контролю до
300 років зберігання). Такий поділ не має
прямого зв’язку зі значеннями періодів
напіврозпаду та початковими значеннями
активності радіоізотопів. Таким чином,
наявну класифікацію РАВ, що запроваджена
в Україні, доцільно вдосконалити для забез-
печення чіткого усвідомлення предмету та
змісту контролю. Наприклад, в Російській
Федерації це здійснено шляхом використан-
ня різних термінів, а саме – «долгоживущие и
короткоживущие» для періоду напіврозпаду
та «долгосуществующие и короткосуще-
ствующие» з точки зору зняття з регулюючого
контролю.
Поділ РАВ за групами, класами і т. ін. не дає
можливості визначити спосіб та термін їх збері-
гання або захоронення. Обов’язковим має бути
врахування початкової активності та значення
періоду напіврозпаду ізотопів в РАВ, оскільки
активність ізотопу визначають за відомими
залежностями:
(2)
де Ті – період напіврозпаду і-го ізотопу в оди-
ницях часу, Ai(0) – значення активності і-го ізо-
топу на момент початку обчислення процесу
його розпаду; Ni – кількість ядер і-го радіонук-
ліда.
Зазвичай РАВ є субстанцією, яка містить
суміш радіонуклідів з наперед невідомими
кількістю та складом. Якщо ці дані відсутні, то
нема можливості визначити термін їх зберіган-
ня/захоронення з використанням залежностей
(1) та (2) і, відповідно, вимоги до захисного
бар’єра (типу сховища, організаційних заходів).
В табл. 2 наведено характеристики ізотопів, які
55ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
Стан та перспективні напрями поводження з радіоактивними відходами атомних електростанцій
можуть бути в складі ТРВ, отриманих після
переробки РАВ з першого циркуляційного
контуру реактора ВВЕР-1000 [10], та розрахо-
ваний за залежністю (2) час, потрібний для
виведення їх поодинці з-під нагляду.
Як видно з даних табл. 2, навіть незначна
домішка 90Sr, а тим більше 239Pu в складі РАВ,
може значно збільшити необхідний термін їх
безпечного зберігання, який можливо забез-
печити лише в разі захоронення в геологічних
структурах. Тому під час переробки різних
видів РАВ до отвердженого стану є важливим
визначати не тільки їх активність, як запропо-
новано МАГАТЕ, а і склад ізотопів. Це дасть
можливість запобігти в процесі переробки змі-
шуванню РАВ з ізотопами зі значно відмінни-
ми термінами очікування виведення їх з-під
нагляду, що, в свою чергу, створить умови для
оптимізації визначення типів та обсягів сховищ
РАВ.
Фінансове забезпечення розроблення схо-
вищ для РАВ має різні оцінки. Проте можна
оцінити потребу у фінансуванні проектного
забезпечення таких сховищ на тому самому
рівні, що і для відпрацьованого ядерного пали-
ва. За даними НАЕК «Енергоатом» обсяг
фінансування проекту Централізованого схо-
вища відпрацьованого ядерного палива в
Чорнобильській зоні відчуження становить
78 млн дол. США. В разі збереження обсягів
виробництва електроенергії АЕС України при
впровадженому тарифі для них близько
50 коп/кВт·год, зазначений обсяг фінансуван-
ня проекту збільшить тариф для АЕС України
протягом року на 4,6% або 2,3 коп/кВт·год.
Враховуючи те, що потреба у фінансуванні
проектних робіт може існувати більше року,
збільшення тарифу для АЕС буде меншим.
ВИСНОВКИ
1. На сучасному етапі розвитку електрогене-
руючих потужностей слід очікувати збільшення
потужностей атомних електростанцій та, як
наслідок, збільшення обсягів утворюваних
ними радіоактивних відходів.
2. Система класифікації радіоактивних від-
ходів, які утворюються під час проектної екс-
плуатації атомних електростанцій в Україні, не
в повній мірі дозволяє визначати заходи з
поводження з ними та типи сховищ для їх три-
валого зберігання або захоронення.
Таблиця 2 – Характеристики деяких ізотопів РАВ
* процес розпаду з утворенням «дочірніх» радіонуклідів (вказані після знаку +),
** без урахування «дочірніх» радіонуклідів.
3. Система класифікації радіоактивних від-
ходів, запропонована в Керівництві з безпеки
№ GSG-1 МАГАТЕ 2011 р., запроваджує розпо-
діл радіоактивних відходів згідно з рівнями їх
активності з визначенням типів відповідних
сховищ для них, що дозволяє визначати заходи
з поводження з цими відходами ще на етапі їх
утворення. Кількісні оцінки рівнів активності
та конкретні вимоги до сховищ радіоактивних
відходів кожна держава має визначати індиві-
дуально.
4. Важливою організаційною та технічною
проблемою поводження з радіоактивними від-
ходами є їх класифікація на етапі підготовки до
зберігання або захоронення з урахуванням як
рівня активності, так і значення періоду напів-
розпаду для запобігання призначенню неви-
правдано подовженого терміну їх зберігання
або захоронення.
5. Можна вважати, що в Україні існують
потенційні природні умови для створення різ-
них типів сховищ радіоактивних відходів на
сучасному рівні знань про геологічні структу-
ри.
6. Фінансове забезпечення проектних робіт
зі створення сховищ радіоактивних відходів в
Україні цілком можливе за рахунок збільшення
тарифу на електричну енергію для АЕС
України на 4,6%.
1. Uranium Markets [Електронний ресурс]. –
Режим доступу: http://www.world-
nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-
cycle/uranium-resources/uranium-markets.aspx.
2. Projected Costs of Generating Electricity 2015
[Електронний ресурс]. – Режим доступу:
https://www.iea.org/Textbase/npsum/ElecCost2015
SUM.pdf.
3. Доповідь про стан ядерної та радіаційної без-
пеки в Україні у 2014 році [Електронний
ресурс]. – Режим доступу:
http://www.snrc.gov.ua/nuclear/doccatalog/docu-
ment?id=285032.
4. Проскура М.І. Оцінка ефективності впровад-
ження в Україні нової схеми класифікації радіо-
активних відходів / М.І. Проскура,
Л.І. Зинкевич, В.М. Шестопалов, Ю.О. Ши-
бецький, З.М. Алєксєєва, К.І. Жебровська //
Ядерна та радіаційна безпека. – 2015. – № 1(65).
– С. 34 – 40.
5. Cайт по вопросам ядерной безопасности,
радиационной защиты и нераспространения
ядерного оружия (Uatom.org.) [Електронний
ресурс]. – Режим доступу: http://uatom.org/
index.php/ru/obrashhenye-s-radyoaktyvnymy-otho-
damy-na-dejstvuyushhyh-aes/.
6. Кабінет Міністрів України Розпорядження
від 19 серпня 2009 р. № 990-р «Про схвалення
Стратегії поводження з радіоактивними відхо-
дами в Україні» [Електронний ресурс]. – Режим
доступу: http://zakon5.rada.gov.ua/laws/show
/990-2009-%D1%80.
7. Classification of Radioactive Waste General Safety
Guide. IAEA Safety Standards Series No. GSG-1
[Електронний ресурс]. – Режим доступу:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/
publications/PDF/Pub1419_web.pdf.
8. Электроэнергетика и охрана окружающей
среды. Функционирование энергетики в совре-
менном мире [Електронний ресурс]. – Режим
доступу: http://energetika.in.ua/ru/
books/book-5/part-3/section-3/3-3/3-3-5.
9. Ольховик Ю.О. Щодо вибору в’яжучих мате-
ріалів для цементування побутового залишку
АЕС з реакторами ВВЕР / Ю.О. Ольховик, П.О.
Корчагін // Ядерна енергетика та довкілля. –
2014. – №1. – С. 20–23.
10. Колобашкин В.М. Радиационные характери-
стики облученного ядерного топлива:
Справочник / В.М. Колобашкин, П.М. Руб-цов,
П.А. Ружанский, В.Д. Сидоренко. – М.:
Энергоатомиздат, 1983. – 384 с.
Надійшла до редколегії 15.09.2016 року
56 ISSN 1562-8965. Проблеми загальної енергетики, 2016, вип. 3 (46)
С.В. ШУЛЬЖЕНКО, О.Л. РАДЧЕНКО, П.В. ТАРАСЕНКО
|
| id | systemreorg-article-579 |
| institution | System Research in Energy |
| keywords_txt_mv | keywords |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2026-07-19T01:18:34Z |
| publishDate | 2016 |
| publisher | General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine |
| record_format | ojs |
| resource_txt_mv | systemreorg/b2/37986d7b6f4ccb1d3c36b1b2f66f80b2.pdf |
| spelling | systemreorg-article-5792026-07-18T12:57:42Z State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants Стан та перспективні напрями поводження з радіоактивними відходами атомних електростанцій Shulzhenko Radchenko О.L. Tarasenko P.V. nuclear power plants, design operation, radioactive waste, classification, depositories of radioactive waste. атомні електростанції, проектна експлуатація, радіоактивні відходи, класифікація, сховища радіоактивних відходів. The problem of protecting the population and environment from radioactive waste generated under the design operation conditions of nuclear power plants is becoming more and more significant due to the steady increase in their volumes. At present, the only way of isolating radioactive waste is their storage or burial in depositories of different types. The construction of such depositories requires significant expenditures of funds and exclusion, up to eternal, of certain plots of land. Taking into account the international experience in this  field, we propose an approach to the classification of radioactive waste in accordance with the types of their depositories. Проблема захисту населення та довкілля від радіоактивних відходів, які утворюються в проектних режимах роботи атомних електростанцій, стає все більш вагомою через постійне збільшення їх обсягів. Єдиним в сучасних умовах способом ізолювання радіоактивних відходів є їх зберігання або поховання у сховищах різних типів. Спорудження таких сховищ вимагає витрат значних коштів та відчуження аж до довічного певних земельних ділянок. З урахуванням міжнародного досвіду запропоновано підхід до розподілу радіоактивних відходів відповідно до типів їх сховищ. General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine 2016-09-28 Article Article application/pdf https://systemre.org/index.php/journal/article/view/579 10.15407/pge2016.03.050 System Research in Energy; No. 3 (46) (2016): The Problems of General Energy; 50-56 Системні дослідження в енергетиці; № 3 (46) (2016): Проблеми загальної енергетики; 50-56 2786-7102 2786-7633 uk https://systemre.org/index.php/journal/article/view/579/507 Copyright (c) 2016 Shulzhenko , Radchenko О.L., Tarasenko P.V. https://creativecommons.org/publicdomain/zero/1.0 |
| spellingShingle | nuclear power plants design operation radioactive waste classification depositories of radioactive waste. Shulzhenko Radchenko О.L. Tarasenko P.V. State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title | State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title_alt | Стан та перспективні напрями поводження з радіоактивними відходами атомних електростанцій |
| title_full | State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title_fullStr | State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title_full_unstemmed | State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title_short | State and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| title_sort | state and promising directions of handling the radioactive waste of nuclear power plants |
| topic | nuclear power plants design operation radioactive waste classification depositories of radioactive waste. |
| topic_facet | nuclear power plants design operation radioactive waste classification depositories of radioactive waste. атомні електростанції проектна експлуатація радіоактивні відходи класифікація сховища радіоактивних відходів. |
| url | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/579 |
| work_keys_str_mv | AT shulzhenko stateandpromisingdirectionsofhandlingtheradioactivewasteofnuclearpowerplants AT radchenkool stateandpromisingdirectionsofhandlingtheradioactivewasteofnuclearpowerplants AT tarasenkopv stateandpromisingdirectionsofhandlingtheradioactivewasteofnuclearpowerplants AT shulzhenko stantaperspektivnínaprâmipovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiatomnihelektrostancíj AT radchenkool stantaperspektivnínaprâmipovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiatomnihelektrostancíj AT tarasenkopv stantaperspektivnínaprâmipovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiatomnihelektrostancíj |