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 "analizy bezpieczeństwa" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-3 z 3
    Tytuł:
    Analiza niezawodności awaryjnego odbioru ciepła powyłączeniowego w reaktorze typu PWR
    Reliability analysis of emergency decay heat removal in PWR reactor
    Autorzy:
    Kowal, K.
    Borysiewicz, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/407970.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    pomocniczy system wody zasilającej
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    analiza drzewa uszkodzeń
    SAPHIRE
    symulacje Monte Carlo
    Auxiliary Feedwater System (AFWS)
    Probabilistic Safety Assessment (PSA)
    Fault Tree Analysis (FTA)
    Monte Carlo simulation
    Opis:
    Celem niniejszej pracy było określenie prawdopodobieństwa awarii pomocniczego systemu wody zasilającej reaktora typu PWR firmy Westinghouse. Obiektem referencyjnym, dla którego wykonano analizę była Elektrownia Jądrowa Surry (USA). Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metod Monte Carlo.
    The aim of this work was to assess the failure probability of the Westinghouse PWR auxiliary feedwater system (AFWS). The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes AFWS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2015, 3; 59-64
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Analiza niezawodności systemu grawitacyjnego chłodzenia reaktora typu ESBWR
    Reliability Analysis Of ESBWR Gravity Driven Cooling System
    Autorzy:
    Kaszko, A.
    Niewiński, G.
    Stępień, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/270891.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Centralny Ośrodek Badawczo-Rozwojowy Aparatury Badawczej i Dydaktycznej, COBRABiD
    Tematy:
    system grawitacyjnego chłodzenia reaktora
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    analiza drzewa uszkodzeń
    SAPHIRE
    symulacje Monte Carlo
    Gravity Driven Cooling System (GDCS)
    Probabilistic Safety Assessment (PSA)
    Fault Tree Analysis (FTA)
    Monte Carlo Simulation
    Opis:
    Celem niniejszej pracy jest przedstawienie metodologii analizy PSA, która jest wymagana przez Prawo Atomowe dla nowo powstających obiektów jądrowych, oraz zaprezentowanie metody drzew błędów, za pomocą, których zostało określone prawdopodobieństwo niedostępności systemu grawitacyjnego chłodzenia reaktora (GDCS) elektrowni typu ESBWR zaprojektowanej przez GE Hitachi. Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metody Monte Carlo. Wykazano, że w prawdopodobieństwie awarii pojedynczej linii GDCS (PLINE-A) największy wkład wnosiły zdarzenia podstawowe związane z zaworami serwisowymi.
    The purpose of this work is to present a methodology of PSA analysis that is required by the Polish Atomic Law for newly emerging nuclear facilities, and to show a fault tree method by which the probability of unavailability was calculated for a gravity driven cooling system (GDCS) of ESBWR type nuclear power plant designed by GE Hitachi. This work includes creating a fault tree and performing quantitative analysis in SAPHIRE program and estimating uncertainty using the Monte Carlo method. It has been shown, that in the probability of the single line fault scenario of the GDCS System, main component is the basic risk related with the services valves.
    Źródło:
    Aparatura Badawcza i Dydaktyczna; 2017, 22, 3; 191-198
    2392-1765
    Pojawia się w:
    Aparatura Badawcza i Dydaktyczna
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Analiza niezawodności systemu zabezpieczenia reaktora typu PWR
    Аналіз надійності системи захисту реактора типу PWR
    Reliability analysis of PWR reactor protection system
    Autorzy:
    Kowal, K.
    Borysiewicz, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408241.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    system zabezpieczenia reaktora
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    analiza drzewa uszkodzeń
    SAPHIRE
    symulacje Monte Carlo
    система захисту реактора
    пробабілістичний аналіз безпеки
    аналіз дерева відмов
    симуляція Монте-Карло
    reactor protection system (RPS)
    probabilistic safety assessment (PSA)
    fault tree analysis (FTA)
    Monte Carlo simulation
    Opis:
    Celem niniejszej pracy było określenie prawdopodobieństwa niedostępności systemu zabezpieczenia reaktora typu PWR firmy Westinghouse. Obiektem referencyjnym, dla którego wykonano analizę była Elektrownia Jądrowa Surry zlokalizowana w Stanach Zjednoczonych. Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metod Monte Carlo.
    Метою даного дослідження було визначити ймовірність відмови системи захисту реактора типу PWR фірми Westinghouse. Посилаючись на об'єкт, для якого був проведений аналіз АЕС Surry (США). Ця робота включає в себе створення дерева відмов і виконання кількісного аналізу в програмі SAPHIRE та оцінки невизначеності за допомогою методу Монте-Карло.
    The aim of this work was to assess the probability of the Westinghouse PWR reactor protection system (RPS) unavailability. The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes RPS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2015, 1; 73-79
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-3 z 3

      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