Autor: Kaszko, A. - Katalog OPAC zbiorów

Skocz do pozycji: 1.

Tytuł:: Systemy bezpieczeństwa w reaktorach generacji III i III+
Safety systems in Gen III i III+ reactors
Autorzy:: Stępień, M.
Niewiński, G.
Kaszko, A.
Powiązania:: https://bibliotekanauki.pl/articles/270439.pdf
Data publikacji:: 2017
Wydawca:: Centralny Ośrodek Badawczo-Rozwojowy Aparatury Badawczej i Dydaktycznej, COBRABiD
Tematy:: systemy bezpieczeństwa
reaktor jądrowy generacji III+
energia jądrowa
safety systems
Gen III+ reactors
nuclear energy
Opis:: Artykuł porusza kwestię zabezpieczeń stosowanych w reaktorach jądrowych będących obecnie w eksploatacji oraz w reaktorach generacji III i III+. Opisano rozwój kolejnych generacji reaktorów. Przedstawiono koncepcję „obrony w głąb”, która ma na celu zminimalizowanie ryzyka rozprzestrzenienia promieniotwórczych produktów reakcji rozszczepienia paliwa jądrowego. Wzrost bezpieczeństwa reaktorów generacji III/III+ odbywa się poprzez rozwój różnorodności stosowanych układów oraz poprzez ich zwielokrotnienie.
The article focuses on the safety devices applied in nuclear reactors being currently under operation and in Gen III and III+ reactors. There are described development of successive reactor generations. There was presented “defense in depth”, which minimalize risk of propagation of fission products of nuclear fuel and connected with this passive safety systems and reactor protection systems. The increase of Gen III/III+ reactors safety is achieved by multiplication and diversity of safety systems.
Źródło:: Aparatura Badawcza i Dydaktyczna; 2017, 22, 3; 180-190
2392-1765
Pojawia się w:: Aparatura Badawcza i Dydaktyczna
Dostawca treści:: Biblioteka Nauki

Artykuł

Zmień widok

na półce

Skocz do pozycji: 2.

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 (P_LINE-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

Zmień widok

na półce

Skocz do pozycji: 3.

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

Zmień widok

na półce

Informacja

Wyszukujesz frazę "Kaszko, A." wg kryterium: Autor

Źródło danych

Dostawca treści

Kolekcja

Rok wydania

Wydawca

Temat

Autor

Typ dokumentu

Język