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 "Borysiewicz, A." wg kryterium: Autor

  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:
    An application IRIDM the decision making process on fuel conversion of the MARIA reactor
    Zastosowanie IRIDM w procesie decyzyjnym dotyczącym konwersji paliwa w reaktorze MARIA
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Kowal, K.
    Prusiński, P. A.
    Dabrowski, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408038.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    nuclear safety
    Integrated Risk Informed Decision Making
    Research Reactor MARIA
    Global Threat Reduction Initiative
    nuclear fuel conversion
    bezpieczeństwo jądrowe
    zintegrowany proces decyzyjny
    reaktor badawczy MARIA
    Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych
    konwersja paliwa
    Opis:
    Poland, when acceded to GTRI (Global Threat Reduction Initiative) in 2004, has committed to convert the nuclear fuel of the Research Reactor MARIA, operated by the National Centre for Nuclear Research (NCBJ) in Świerk. The conversion means giving up of high enriched uranium fuel containing 36% of U-235, which was used so far, and replacing it with the low enriched uranium fuel (19.7% U-235). This article describes the potential usability of the Integrated Risk Informed Decision Making (IRIDM) methodology in optimization of the fuel conversion procedure.
    Polska, przystępując w 2004 roku do programu GTRI (Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych), zobowiązała się do konwersji paliwa jądrowego w reaktorze badawczym MARIA, eksploatowanym przez Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) w Świerku. Konwersja ta oznacza rezygnację z dotychczas użytkowanego paliwa, zawierającego 36% U-235 i zastąpienie go paliwem nisko wzbogaconym (19.7% U-235). Niniejszy artykuł opisuje potencjalne zastosowanie zintegrowanego procesu decyzyjnego (IRIDM) w optymalizacji procedury konwersji paliwa.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2013, 3; 3-6
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    An integrated risk informed decision making in the nuclear industry
    Zintegrowany proces decyzyjny uwzględniający ryzyko w przemyśle jądrowym
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Kowal, K.
    Prusiński, P. A.
    Dąbrowski, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408818.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    nuclear safety
    Integrated Risk Informed Decision Making
    probabilistic safety assessment
    Deterministic Safety Assessment
    bezpieczeństwo jądrowe
    proces decyzyjny
    ryzyko
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    deterministyczne analizy bezpieczeństwa
    Opis:
    The regulatory body, established to ensure safety of nuclear facilities, is expected to make right decisions and provide appropriate regulations for the nuclear industry. The traditional manner of its activity has been based on a deterministic approach to safety analyses. However, increased maturity of Probabilistic Safety Assessment (PSA) makes it complementary to deterministic studies. The new IAEA concept, described in this article, is to apply an integrated approach by combining both deterministic and probabilistic insights with other requirements affecting the decision making process.
    Organ regulacyjny, powołany w celu zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego, jest odpowiedzialny za podejmowanie decyzji i wprowadzanie rozporządzeń dla przemysłu jądrowego. Tradycyjny sposób jego funkcjonowania opiera się na deterministycznym podejściu do analiz bezpieczeństwa. Rozwój analiz probabilistycznych (PSA) sprawia jednak, iż są one traktowane jako podejście komplementarne. Nowa koncepcja IAEA, opisana w tym artykule, polega na zintegrowanym podejściu, uwzględniającym analizy deterministyczne, probabilistyczne i inne aspekty procesu decyzyjnego.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2013, 2; 22-34
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    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
      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