Анализ неопределенности результатов теплогидравлических анализов

Статья посвящена вопросам анализа неопределенности результатов, полученных при проведении детерминистических обоснований безопасности ядерных энергоблоков. Обсуждается методика выполнения анализа неопределенностей, а также выполнен анализ максимальной проектной аварии для реактора ВВЭР 1000 с учето...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :Промышленная теплотехника
Дата:2004
Автори: Сапожников, Ю.А., Шевелев, Д.В.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Інститут технічної теплофізики НАН України 2004
Теми:
Онлайн доступ:https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/61609
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Анализ неопределенности результатов теплогидравлических анализов / Ю.А. Сапожников, Д.В. Шевелев // Промышленная теплотехника. — 2004. — Т. 26, № 6. — С. 169-175. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Опис
Резюме:Статья посвящена вопросам анализа неопределенности результатов, полученных при проведении детерминистических обоснований безопасности ядерных энергоблоков. Обсуждается методика выполнения анализа неопределенностей, а также выполнен анализ максимальной проектной аварии для реактора ВВЭР 1000 с учетом анализа неопределенности входных данных. Стаття присвячена питанням аналізу невизначеності результатів одержаних при проведенні детерміністичних обґрунтувань безпеки ядерних енергоблоків. Обговорюється методика аналізу невизначеності, а також виконано аналіз максимальної проектної аварії для реактора ВВЕР 1000 з урахуванням аналізу невизначеності вхідних даних. The article deals with questions of uncertainty results analysis of deterministic grounds of nuclear power units safety. The method of implementation of the analysis is discussed. Also the analysis of maximal design accident for the WWER 1000 reactor has been performed using the uncertainty analysis of input data.
ISSN:0204-3602