Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора

• Veröffentlicht in: Ядерна та радіаційна безпека
• Datum: 2013
• Hauptverfasser: Грищенко, Б.Ю., Полянский, М.А., Севбо, А.Е., Семенюк, И.А.
• Format: Artikel
• Sprache: Russisch
• Veröffentlicht: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2013
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97259
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора / Б.Ю. Грищенко, М.А. Полянский, А.Е. Севбо, И.А. Семенюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 22-25. — Бібліогр.: 4 назв. — рос.

Выполнен анализ вероятностных моделей ВАБ 1-го уровня с целью идентификации,
 группирования и оценки частот потенциальных сценариев хрупкого разрушения корпуса
 реактора вследствие термоудара и холодной переопрессовки на примере энергоблока № 1
 Запорожской АЭС. Расчетами с использованием модифицированных моделей ВАБ 1-
 го уровня определены наиболее значимые с точки зрения риска группы потенциальных
 сценариев хрупкого разрушения корпуса реактора.
 Ключевые слова: корпус реактора, термоудар, сценарий хрупкого разрушения,
 вероятностный анализ, частота реализации. Виконано аналіз імовірнісних моделей ІАБ 1-го рівня з метою ідентифікації, групування
 та оцінки частот потенційних сценаріїв крихкого руйнування корпусу реактора внаслідок
 термоудару та холодного переопресування на прикладі енергоблока № 1 Запорізької АЕС.
 Розрахунками з використанням модифікованих імовірнісних моделей ІАБ 1-го рівня
 визначено найбільш значущі з погляду ризику групи потенційних сценаріїв крихкого
 руйнування корпусу реактора.
 Ключові слова: корпус реактора, термоудар, сценарій крихкого руйнування, імовірнісний
 аналіз, частота реалізації. The paper describes analysis of PSA-1 models. The objectives of the analysis are to identify,
 group and assess the frequency of potential scenarios of brittle fracture of the reactor pressure
 vessel due to thermal shock and cold overpressure using Zaporizhzhya NPP Unit No. 1 as an
 example. The most significant potential scenarios of brittle fracture for the reactor vessel in
 terms of risks were identified by calculations using the modified PSA-1 models.
 Keywords: reactor pressure vessel, thermal shock, scenario of brittle fracture, probabilistic
 analysis, frequency.