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 |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-526 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-5262021-12-16T09:40:56Z Application of Probabilistic Methods for Evaluation of Thermal Shock Scenarios for Reactor Pressure Vessel Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора Gryschenko, B. Polyanskyi, M. Sevbo, O. Semenyuk, I. 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. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2013-03-13 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/526 10.32918/nrs.2013.1(57).04 Nuclear and Radiation Safety; No 1(57) (2013): Nuclear and Radiation Safety; 22-25 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(57) (2013): Ядерна та радіаційна безпека; 22-25 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/526/434 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Gryschenko, B. Polyanskyi, M. Sevbo, O. Semenyuk, I. |
| spellingShingle |
Gryschenko, B. Polyanskyi, M. Sevbo, O. Semenyuk, I. Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| author_facet |
Gryschenko, B. Polyanskyi, M. Sevbo, O. Semenyuk, I. |
| author_sort |
Gryschenko, B. |
| title |
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_short |
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_full |
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_fullStr |
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_full_unstemmed |
Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_sort |
застосування імовірнісних методів аналізу безпеки аес у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора |
| title_alt |
Application of Probabilistic Methods for Evaluation of Thermal Shock Scenarios for Reactor Pressure Vessel |
| description |
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. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2013 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/526 |
| work_keys_str_mv |
AT gryschenkob applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT polyanskyim applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT sevboo applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT semenyuki applicationofprobabilisticmethodsforevaluationofthermalshockscenariosforreactorpressurevessel AT gryschenkob zastosuvannâímovírnísnihmetodívanalízubezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT polyanskyim zastosuvannâímovírnísnihmetodívanalízubezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT sevboo zastosuvannâímovírnísnihmetodívanalízubezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora AT semenyuki zastosuvannâímovírnísnihmetodívanalízubezpekiaesudoslídženníporušennâkrihkoímícnostíkorpusureaktora |
| first_indexed |
2024-09-01T17:40:29Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:40:29Z |
| _version_ |
1809016348360048640 |