Informacja

Drogi użytkowniku, aplikacja do prawidłowego działania wymaga obsługi JavaScript. Proszę włącz obsługę JavaScript w Twojej przeglądarce.

Wyszukujesz frazę "cooling power" wg kryterium: Temat


Wyświetlanie 1-2 z 2
Tytuł:
The effect of cooling water temperature on the performance of a BWR nuclear power plant
Autorzy:
Laskowski, Rafał
Theimech, Mohamad
Uzunow, Nikołaj
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/2195750.pdf
Data publikacji:
2021
Wydawca:
Centrum Rzeczoznawstwa Budowlanego Sp. z o.o.
Tematy:
nuclear power plant
cooling system
cooling water temperature
boiling water reactor
BWR
elektrownia jądrowa
układ chłodzenia
temperatura wody chłodzącej
reaktor wrzący
Opis:
Although PWR reactors make up the large majority of the world's nuclear power plants, BWR reactors also have a share in this industry. It is difficult to find data on the performance of a BWR power plant in off-design and variable load conditions in the literature. Therefore, the paper presents how cooling water temperature affects the efficiency and power output of a BWR unit. The qualitative effect of changes and the trend related to the effect of cooling water temperature on the performance of the power plant are known, but the quantitative effect has to be determined for specific power units. Depending on the location of the nuclear power plant, various temperatures of cooling water for use in condensers and thus various operating conditions of the cooling system can be achieved. To analyze how cooling water temperature affects the performance of the power unit, a model of a BWR power plant was developed using the Ebsilon software. The model was based on data provided in [1] concerning LaSalle County Nuclear Generating Station. Calculations showed that within the examined range of cooling water temperatures at the condenser inlet between 10 and 28oC the gross power output of the unit decreases by 91.405 MW and the gross efficiency drops by 2.773 percentage points.
Źródło:
Modern Engineering; 2021, 3; 5--13
2450-5501
Pojawia się w:
Modern Engineering
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Probabilistic Safety Assessment of ESBWR gravity driven cooling system
Autorzy:
Kaszko, Aleksej
Niewiński, Grzegorz
Stępień, Michał
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/132047.pdf
Data publikacji:
2020
Wydawca:
Centrum Rzeczoznawstwa Budowlanego Sp. z o.o.
Tematy:
nuclear power plant
Probabilistic Safety Assessment
PSA
Fault Tree Analysis
FTA
Gravity Driven Cooling System
GDCS
Opis:
According to Polish nuclear law, newly emerging nuclear facilities require probabilistic safety assessment (PSA). This article is intended to present the PSA method and to present the error tree method by which the probability of unavailability of the gravity reactor cooling system (GDCS) of the ESBWR power plant designed by GE Hitachi was determined. This work includes creatiion process of a damage tree and performing a quantitative analysis in SAPHIRE tool and estimating uncertainty using the Monte Carlo method. As a part of the work, it was shown that in the probability of failure of a single GDCS P LINE-A line, the most important element are the basic events related in particular to the operation of service valves.
Źródło:
Modern Engineering; 2020, 1; 18-25
2450-5501
Pojawia się w:
Modern Engineering
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
    Wyświetlanie 1-2 z 2

    Ta witryna wykorzystuje pliki cookies do przechowywania informacji na Twoim komputerze. Pliki cookies stosujemy w celu świadczenia usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Twoim komputerze. W każdym momencie możesz dokonać zmiany ustawień dotyczących cookies