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...
Gespeichert in:
| Datum: | 2013 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2013
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/526 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |