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 "assessment system" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-4 z 4
    Tytuł:
    Loss of offsite power caused by tornado in Surry NPP : a case study
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Kaszko, A.
    Kowal, K.
    Potempski, S.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2069302.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Uniwersytet Morski w Gdyni. Polskie Towarzystwo Bezpieczeństwa i Niezawodności
    Tematy:
    Surry NPP
    tornado
    loss of offsite power
    emergency power system
    probabilistic safety assessment
    Opis:
    The aim of this work was to perform the real case study for the US Surry Nuclear Power Plant which was touched down by tornado in 2011 causing the electrical switch yard destruction and loss of offsite power. Probabilistic methods have been applied to assess the reliability of the reactor shutdown and effective heat removal after this accident. The reactor protection system and auxiliary feedwater system were thoroughly analysed in the context of their safety features designed to prevent the reactor core damage. The emergency power system reliability has been also considered due to the fact that some components of the safety systems are electrically operated. Moreover, time-dependent analysis has been performed in order to address the level of damages after an extreme external event like tornado. Depending on the severity of such events the time required to restore the electrical grid may be significantly different and longer than 24 hours. The reliability and requirements for safety systems are changing with time and these changes have been taken into account as well.
    Źródło:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association; 2015, 6, 3; 25--30
    2084-5316
    Pojawia się w:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association
    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:
    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 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 1-4 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