Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора
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...
Збережено в:
| Дата: | 2013 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2013
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/526 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |