Search Results - "ЛОГИКО-ВЕРОЯТНОСТНЫЕ МОДЕЛИ"

1

Academic Journal

Probabilistic safety analysis of the large primary circuit leakages accident scenarios in the VVER-reactor ; Вероятностный анализ аварийных сценариев больших течей первого контура реакторной установки типа ВВЭР

Authors: E. A. Mikhalycheva, A. G. Trifonov, Э. А. Михалычева, А. Г. Трифонов

Contributors: the work was prepared as part of the implementation of the State Research Program “Energy systems, processes and technologies” for 2021–2025, task 3.1.05, research 2 “Development of a logical and probabilistic model for the occurrence of an emergency scenario of large primary circuit leaks in a VVER-type reactor plant. Identification of the most significant contributors to reducing the safety of the reactor plant”., работа подготовлена в рамках выполнения Государственной программы научных исследований «Энергетические системы, процессы и технологии» на 2021–2025 годы, задание 3.1.05, НИР 2 «Разработка логико-вероятностной модели протекания аварийного сценария больших течей первого контура в реакторной установке типа ВВЭР. Выявление наиболее значимых вкладчиков в снижение безопасности реакторной установки».

Source: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series; Том 69, № 3 (2024); 253-264 ; Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук; Том 69, № 3 (2024); 253-264 ; 2524-244X ; 1561-8358 ; 10.29235/1561-8358-2024-69-3

Subject Terms: течи первого контура реактора, probabilistic safety analysis, accident scenarios, safety systems, initiating events, probabilistic safety models, reactor primary circuit leakages, вероятностный анализ, аварийные сценарии, системы безопасности, исходные события аварий, логико-вероятностные модели

File Description: application/pdf

Relation: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/855/671; Верификация расчетных кодов ТЕЧЬ-М, КОРСАР/ГП по результатам экспериментов на крупномасштабном стенде ГЕ2М-ПГ / А. В. Морозов [и др.] // Изв. вузов. Ядер. энергетика. – 2012. – № 3. – С. 129–139.; Кавун, О. Ю. Разработка методики расчета давления в первом контуре в условиях больших течей в моделях экспресс-оценки для информационно-аналитического центра Ростехнадзора / О. Ю. Кавун, Г. Р. Пипченко // Ядер. и радиац. безопасность. – 2020. – № 3 (97). – С. 23–31. https://doi.org/10.26277/SECNRS.2020.97.3.003; Жолнерович А. Ю. Анализ аварий с потерей теплоносителя [Электронный ресурс] / А. Ю. Жолнерович // Актуальные проблемы энергетики – 2022: материалы студенч. науч.-техн. конф. / сост.: И. Н. Прокопеня, Т. А. Петровская; редкол.: Е. Г. Пономаренко (предс.) [и др.]. – Минск: БНТУ, 2022. – С. 350–354. – Режим доступа: https://rep.bntu.by/handle/data/126012. – Дата доступа: 15.01.2024.; Белозеров, В. И. Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000: учеб. пособие / В. И. Белозеров, М. М. Жук, Н. И. Гераскин. – М.: НИЯУ МИФИ, 2019. – 176 с.; The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA / M. Borysiewicz [et al.] // Nukleonika. – 2013. – Vol. 58, № 2. – Р. 307−316.; Analysis and Estimation of Core Damage Frequency of Flow Blockage and Loss of Coolant Accident: A Case Study of a 10 MW Water-Water Research Reactor-PSA Level 1 / F. Ameyaw [et al.] // Sci. Technol. Nucl. Installations. – Vol. 2021. – 17 p. – Art. ID 9 423176. https://doi.org/10.1155/2021/9423176; Hirata, D. M. Estimative of core damage frequency in IPEN’s IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of flow caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuitPSA Level 1 [Electronic resource] / D. M. Hirata, G. Sabundjian // 2011 International Nuclear Atlantic Conference – INAC 2011 Belo Horizonte,MG, Brazil, October 24–28, 2011 / Associação Brasileira de Energia Nuclear – ABEN. – Mode of access: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/105/42105222.pdf. – Date of access:15.01.2024.; Ryabinin, I. A. Quantitative examples of safety assessment using logical-probabilistic methods / I. A. Ryabinin, A. V. Strukov // Int. J. Risk Assessment and Management (IJRAM). – 2018. – Vol. 21, № 1/2. – P. 4–20. https://10.1504/IJRAM.2018.10011305; Mikhalycheva, E. Probabilistic Safety Analysis of the Large LOCA Accident in the VVER-Reactor Plant / E. Mikhalycheva, K. Artemyeva // Nonlinear Dynamics and Applications: Proc. of the Twenty Nine Anniversary Seminar NPCS’2022. – 2022. – Vol. 28. – P. 210–218.; Острейковский, В. А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ / В. А. Острейковский, Ю. В. Швыряев. – М.: Физматлит, 2008. – 352 с.; Mikhalycheva E. Probabilistic Safety Assessment of Spent Fuel Pool Cooling System Taking Into Account Internal Events and Internal Hazards / E. Mikhalycheva // Nonlinear Dynamics and Applications: Proc. of the Twenty Eight Anniversary Seminar NPCS’2021. – 2021. – Vol. 27. – P. 315–322.; https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/855

Availability: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/855
https://doi.org/10.29235/1561-8358-2024-69-3-253-264

View record from BASE

2

Academic Journal