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

Ключові слова

корпус реактора, сценарій крихкого руйнування, імовірнісний аналіз, частота реалізації

Як цитувати

Gryschenko, B., Polyanskyi, M., Sevbo, O., & Semenyuk, I. (2013). Застосування імовірнісних методів аналізу безпеки АЕС у дослідженні порушення крихкої міцності корпусу реактора. Ядерна та радіаційна безпека, (1(57), 22-25. https://doi.org/10.32918/nrs.2013.1(57).04

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.

https://doi.org/10.32918/nrs.2013.1(57).04
ARTICLE PDF

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.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.