Informacja

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

English (EN)·Polski (PL)·Yкраїнський (UK)
Przejdź do strony domowej biblioteki Centralna Biblioteka Wojskowa Link otwiera się w nowym oknie Logo biblioteki Prolib Integro - strona głównaCentralna Biblioteka Wojskowa

Wyszukujesz frazę "coolant" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-4 z 4
    Tytuł:
    Chemistry for the nuclear energy of the future
    Autorzy:
    Chmielewski, A. G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147120.pdf
    Data publikacji:
    2011
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    radiochemistry
    nuclear chemistry
    nuclear chemical engineering
    nuclear energy
    coolant chemistry
    fuel cycle
    radioactive waste
    radioecology
    Opis:
    Chemistry - radiochemistry, radiation chemistry and nuclear chemical engineering play a very important role in the nuclear power development. Even at present, the offered technology is well developed, but still several improvements are needed and proposed. These developments concern all stages of the technology; front end, reactor operation (coolant chemistry and installation components decontamination, noble gas release control), back end of fuel cycle, etc. Chemistry for a partitioning and a transmutation is a new challenge for the chemists and chemical engineers. The IVth generation of nuclear reactors cannot be developed without chemical solutions for fuel fabrication, radiation-coolants interaction phenomena understanding and spent fuel/waste treatment technologies elaboration. Radiochemical analytical methods are fundamental for radioecological monitoring of radioisotopes of natural and anthropological origin. This paper addresses just a few subjects and is not a detailed overview of the field, however it illustrates a role of chemistry for a safe and economical nuclear power development.
    Źródło:
    Nukleonika; 2011, 56, 3; 241-249
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Determination of the mass fraction of 10B in boric acid by the measurement of thermal neutron flux depression
    Autorzy:
    Bolewski Jr, A.
    Ciechanowski, M.
    Kreft, A.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/146718.pdf
    Data publikacji:
    2012
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    10B
    boric acid
    252Cf neutron source
    Monte Carlo N-particle (MCNP)
    reactor coolant
    thermal neutron absorption
    Opis:
    A thermal neutron absorption technique has been improved with the aid of Monte Carlo N-particle (MCNP) modelling and used for the determination of the mass fraction of 10B in boric acid. A relative standard deviation of that determination has been estimated to be below 0.12%. Owing to the good precision and simplicity, the presented technique could be helpful in nuclear plants with pressurized water reactors, where boric acid is added to the primary circuit coolant to control the chain reaction. Possible applications include the checking of the actual mass fraction of 10B in lots of boric acid delivered to nuclear power plants as well as calibration of instruments used for on-line monitoring the content of 10B in reactor coolants.
    Źródło:
    Nukleonika; 2012, 57, 4; 537-544
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Bronowska, K.
    Kopka, P.
    Kowal, K.
    Kwiatkowski, T.
    Prusiński, A. M.
    Prusiński, P. A.
    Siess, G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/146189.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    probabilistic safety assessment (PSA)
    small break LOCA (SBLOCA)
    emergency coolant injection (ECI)
    high pressure injection system (HPIS)
    auxiliary feedwater system (AFWS)
    Opis:
    The aim of this article is to briefly introduce the probabilistic safety assessment (PSA) of nuclear power plants (NPPs), its scope, main concepts and application to a real case. The results of analysis presented here have been obtained by the Probabilistic Safety Analysis Group (GPSA) at the National Centre for Nuclear Research (NCBJ, Otwock) as a part of the work done for the Polish National Atomic Energy Agency (NAEA). As a reference, NPP Surry Unit 1 (USA), equipped with 800 MWe Westinghouse triple-loop PWR (pressurized water reactor), has been chosen. The emergency coolant injection (ECI) function availability following the small break loss of coolant accident (SBLOCA) was thoroughly analyzed. The approach and data, which were adopted for the selected part of the SBLOCA sequences, were those used in the U.S. NRC Reactor Safety Study (WASH-1400). As a result of this study, the SBLOCA event tree, including ECI systems, i.e. high pressure injection system (HPIS) and auxiliary feedwater system (AFWS) reliability models, was developed and quantified. The probability of each accident sequence was evaluated using Saphire v.8, the PSA software by U.S. NRC. The choice of the software was based on earlier PSA software study. The failure probability of at least one of the considered safety systems – P(FAIL) is equal to 5.76E-3 and the most pessimistic accident branch (unavailability of both HPIS and AFWS) is about 0.05% of P(FAIL). These results were obtained based on assumption that the SBLOCA has occured. The most significant failure components are those corresponding to charging pumps unavailability, loss of electric power and human errors.
    Źródło:
    Nukleonika; 2013, 58, 2; 307-316
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” Zadanie badawcze Nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”
    Strategic research project of the National Centre for Research and Development „Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” Research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”
    Autorzy:
    Michalik, J.
    Kocia, R.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214146.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    wodór w reaktorach LWR
    awaria LOCA
    koszulki paliwowe z Zircaloy’u
    radioliza wody reaktorowej
    pasywne autokatalityczne rekombinatory wodoru (PAR)
    hydrogen in LWR reactors
    LOCA (Loss Of Coolant Accident)
    Zircaloy fuel claddings
    radiolysis of reactor water
    Passive Autocatalytic Recombiner (PAR)
    Opis:
    Niniejsza publikacja przedstawia najważniejsze rezultaty prac wykonanych w ramach zadania badawczego nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”. Zadanie realizowane było w ramach strategicznego projektu badawczego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” powołanego przez Narodowe Centrum Badań i Rozwoju (NCBR) jako wsparcie dla zaplecza naukowego atomistyki w ramach działań związanych z programem rozwoju energetyki jądrowej w Polsce. Głównym celem tego projektu było przygotowanie jednostek badawczych do udziału w polskim programie jądrowym.
    This publication presents the main results of research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”, which was carried out as part of a strategic research project “Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” established by the National Centre for Research and Development (NCBR) under the framework of government program for development of nuclear energy in Poland. The main goal of that project was to enforce the readiness of research units for participation in Polish nuclear program.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2015, 3; 8-14
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-4 z 4

      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