Анотація
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.
Посилання
Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61). Summary Report / US Nuclear Regulatory Commission. — NUREG-1806. — Vol. 1. — 2007.
Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in VVER NPPs “VERLIFE”, ver. 2008: Report Number: COVERS-WP4-D4.10, Project COVERS of 6th Framework Programme of EU, Contract N°12727 (FI60).
Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-08 (Rev. 1). — 2006.
Запорожская АЭС. Энергоблок № 1. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ безопасности ОР и БВ. Адаптация. Итоговый отчет. — 21.1.59.ОБ.04.04/05.