Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора

• Datum: 2013
• Hauptverfasser: Gryschenko, B., Polyanskyi, M., Sevbo, O., Semenyuk, I.
• 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
• Назва журналу: Nuclear and Radiation Safety

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...