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 "Niewiński, G." wg kryterium: Autor

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-5 z 5
    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
    Tytuł:
    Simulations of the AP1000-based reactor core with SERPENT computer code
    Autorzy:
    Darnowski, P.
    Ignaczak, P.
    Orębski, P.
    Stępień, M.
    Niewiński, G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/139689.pdf
    Data publikacji:
    2018
    Wydawca:
    Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
    Tematy:
    Monte Carlo
    SERPENT
    AP1000
    pressurized water reactor
    PWR
    nuclear reactor
    reaktor wodny ciśnieniowy
    reaktor jądrowy
    Opis:
    The paper presents the core design, model development and results of the neutron transport simulations of the large Pressurized Water Reactor based on the AP1000 design.The SERPENT 2.1.29 Monte Carlo reactor physics computer code with ENDF/BVII and JEFF3.1.1 nuclear data libraries was applied. The full-core 3D models were developed according to the available Design Control Documentation and the literature. Criticality simulations were performed for the core at the Beginning of Life state for Cold Shutdown, Hot Zero Power and Full Power conditions. Selected core parameters were investigated and compared with the design data: effective multiplication factors, boron concentrations, control rod worth, reactivity coefficients and radial power distributions. Acceptable agreement between design data and simulations was obtained, confirming the validity of the model and applied methodology.
    Źródło:
    Archive of Mechanical Engineering; 2018, LXV, 3; 295-325
    0004-0738
    Pojawia się w:
    Archive of Mechanical Engineering
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Selected issues related to heat storage tank modelling and optimisation aimed at forecasting its operation
    Autorzy:
    Badyda, K.
    Niewiński, G.
    Bujalski, W.
    Warchoł, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/240413.pdf
    Data publikacji:
    2011
    Wydawca:
    Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
    Tematy:
    akumulator ciepła
    modelowanie matematyczne
    optymalizacja
    zbiornik ciepła
    CHP
    heat accumulator
    heat storage tank
    mathematical modelling
    optimisation
    Opis:
    The paper presents results of research focused on modelling heat storage tank operation used for forecasting purposes. It presents selected issues related to mathematical modelling of heat storage tanks and related equipment and discusses solution process of the optimisation task. Presented detailed results were obtained during real-life industrial implementation of the optimisation process at the Siekierki combined heat and power (CHP) plant in Warsaw owned by Vattenfall Heat Poland S.A. (currently by Polish Oil & Gas Company - PGNiG SA) carried out by the Academic Research Centre of Power Industry and Environment Protection, Warsaw University of Technology in collaboration with Transition Technologies S.A. company.
    Źródło:
    Archives of Thermodynamics; 2011, 32, 3; 3-31
    1231-0956
    2083-6023
    Pojawia się w:
    Archives of Thermodynamics
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Monte Carlo analysis of the battery-type high temperature gas cooled reactor
    Autorzy:
    Grodzki, M.
    Darnowski, P.
    Niewiński, G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/240584.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
    Tematy:
    HTGR
    HTR
    Monte Carlo
    serpent
    U-battery
    SMR
    battery type
    wąż
    bateria
    rodzaj
    Opis:
    The paper presents a neutronic analysis of the battery-type 20 MWth high-temperature gas cooled reactor. The developed reactor model is based on the publicly available data being an ‘early design’ variant of the U-battery. The investigated core is a battery type small modular reactor, graphite moderated, uranium fueled, prismatic, helium cooled high-temperature gas cooled reactor with graphite reflector. The two core alternative designs were investigated. The first has a central reflector and 30×4 prismatic fuel blocks and the second has no central reflector and 37×4 blocks. The SERPENT Monte Carlo reactor physics computer code, with ENDF and JEFF nuclear data libraries, was applied. Several nuclear design static criticality calculations were performed and compared with available reference results. The analysis covered the single assembly models and full core simulations for two geometry models: homogenous and heterogenous (explicit). A sensitivity analysis of the reflector graphite density was performed. An acceptable agreement between calculations and reference design was obtained. All calculations were performed for the fresh core state.
    Źródło:
    Archives of Thermodynamics; 2017, 38, 4; 209--227
    1231-0956
    2083-6023
    Pojawia się w:
    Archives of Thermodynamics
    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
      Wyświetlanie 1-5 z 5

      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