Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора
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 и...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Дата: | 2013 |
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2013
|
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97259 |
| 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: | 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. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862722580811612160 |
|---|---|
| author | Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. |
| author_facet | Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. |
| citation_txt | 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | 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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T18:36:29Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97259 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T18:36:29Z |
| publishDate | 2013 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. 2016-03-26T13:53:21Z 2016-03-26T13:53:21Z 2013 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. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97259 621.039:001.8 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. ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора Застосування імовірнісних методів безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора Application of Probabilistic Methods for Evaluation of Thermal Shock Scenarios for Reactor Pressure Vessel Article published earlier |
| spellingShingle | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора Грищенко, Б.Ю. Полянский, М.А. Севбо, А.Е. Семенюк, И.А. |
| title | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_alt | Застосування імовірнісних методів безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора Application of Probabilistic Methods for Evaluation of Thermal Shock Scenarios for Reactor Pressure Vessel |
| title_full | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_fullStr | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_full_unstemmed | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_short | Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| title_sort | применение вероятностных методов анализа безопасности аэс при исследовании нарушения хрупкой прочности корпуса реактора |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97259 |
| work_keys_str_mv | AT griŝenkobû primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkoipročnostikorpusareaktora AT polânskiima primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkoipročnostikorpusareaktora AT sevboae primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkoipročnostikorpusareaktora AT semenûkia primenenieveroâtnostnyhmetodovanalizabezopasnostiaéspriissledovaniinarušeniâhrupkoipročnostikorpusareaktora AT griŝenkobû zastosuvannâímovírnísnihmetodívbezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT polânskiima zastosuvannâímovírnísnihmetodívbezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT sevboae zastosuvannâímovírnísnihmetodívbezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT semenûkia zastosuvannâímovírnísnihmetodívbezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT griŝenkobû applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT polânskiima applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT sevboae applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT semenûkia applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel |