The design lifetime (30 years) of Ukrainian NPPs has already been expired or will be expired soon. One of the priority areas for the development of nuclear energy is long-term operation (LTO) based on the results of periodic safety review. At present, eleven Ukrainian NPP units are operated under LTO conditions, which in turn causes certain features of operation related to wear, fatigue and general aging of components and structures. An issue of aging management is considered one of the main factors to ensure the safety of a nuclear installation, both in the design lifetime and in the long-term operation. The primary purpose of aging management is to ensure the safety and maximum efficiency of operation through the implementation of technically and economically feasible measures aimed at timely detection and keeping of degradation of NPP components caused by aging within the limits. One way to determine the efficiency of implemented measures and aging management programs is to analyze operational experience and, in particular, analyze the number of NPP operational occurrences during the design and long-term operation period and that are directly related to the aging effects. This paper presents the results of the analysis of the events at Ukrainian NPPs caused by aging processes, compares the results of national and international experience.

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.

The paper presents information on the results of analyzing operational events at nuclear power plants (NPP) of Ukraine and the European Union that were caused or related to the failures of valves. The first part of the paper provides a brief overview of the European Clearinghouse on Operational Feedback for Nuclear Power Plants study on operational events with failure of the valves important to NPP safety. The abovementioned study considered events for the period from 1997 to 2016, which were taken from the IAEA database, databases of technical support organizations of France and Germany, as well as those provided by the Swiss and Spanish regulatory authorities. The main results of the study were presented in the paper, and the main causes of operational events caused by valve failures were observed. In addition, technical areas that required the development of recommendations were indicated. The paper includes a statistical assessment and a detailed analysis of the root causes of operational events at Ukrainian NPPs caused by or related to the failure of valves of all types, regardless of the effect on safety, for the period from 1998 to 2018. The approach for the analysis of operational events at Ukrainian NPPs is similar to that used in the above-mentioned study. Within the framework of the statistical analysis, the distribution of operational events at Ukrainian NPPs related to the failure of valves by years, nuclear power plants and systems was presented. The results of the analysis of the root causes of valve failures was presented within three groups referring to equipment, documentation, personnel and management system. In the final part of the paper, a comparative analysis of the contribution of the root causes obtained from the results of both studies was carried out, and the general lessons and specific recommendations for further consideration during the oversight activity are presented.

У цій статті наведені основні результати аналізу експлуатаційних подій на АЕС України та світу, пов’язаних з захисною оболонкою та системами, які забезпечують її працездатність. Основною метою цього аналізу було здобуття загальних та конкретних уроків, які дозволять запобігти повторенню подій у майбутньому. Обсяги аналізу охоплюють структурні елементи споруди захисної оболонки та інші системи, необхідні для забезпечення її функціонування. Під час проведення аналізу розглянуті експлуатаційні події розділено на категорії (ті, що впливають або можуть вплинути на виконання захисною оболонкою своїх локалізуючих функцій, і ті, що не впливають). Встановлено, що до категорії подій, що впливають на виконання захисною оболонкою проєктних функцій, належать випадки відмови арматурних канатів  системи переднапруження захисної оболонки і ці випадки розглянуто детально, починаючи з 1980 року з урахуванням історії та причин зміни проєктних значень зусиль натягу арматурних канатів.