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 "PWR nuclear reactor" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-6 z 6
    Tytuł:
    Wieloobszarowa rozmyta regulacja PID mocy reaktora jądrowego
    Multi-regional fuzzy PID control of nuclear reactor power
    Autorzy:
    Puchalski, B.
    Rutkowski, T.
    Duzinkiewicz, K.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/152430.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Stowarzyszenie Inżynierów i Techników Mechaników Polskich
    Tematy:
    wieloobszarowy regulator rozmyty z lokalnymi regulatorami PID
    reaktor jądrowy PWR
    sterowanie
    modelowanie matematyczne
    multi-regional fuzzy controller with local PID controllers
    PWR nuclear reactor
    control
    mathematical modeling
    Opis:
    W artykule przedstawiono wieloobszarowy regulator rozmyty z lokalnymi regulatorami PID dla sterowania mocą reaktora jądrowego typu PWR. Wykorzystano model matematyczny o parametrach skupionych reaktora PWR obejmujący procesy generacji i wymiany ciepła oraz efektów reaktywnościowych. Nastawy lokalnych regulatorów PID zostały dobrane w sposób optymalny, minimalizując całkowy wskaźnik jakości ISE. Na przykładzie pokazano że zastosowane rozwiązanie może poprawić jakość pracy układu sterowania.
    In the paper synthesis of a multi-regional fuzzy controller with local PID controllers for control of thermal power of the PWR type nuclear reactor is presented. It was assumed that the nuclear reactor worked in a wide range of change of the operating point. Lumped parameter models of the thermal power generation and heat exchange were used. Due to nonlinearities of the controlled plant the proposed controller was composed of local PID controllers. A control signal from the controller was based on the Takagi-Sugeno fuzzy logic and it was built according to basic membership functions. This enabled the control of the nuclear reactor power in a wide range. A PWR nuclear reactor model - well known from the literature - consisted of the heat generation model, the thermo-hydraulics model and the reactivity effects model [1]. It was used for synthesis and analysis of the designed controller. The parameters of local PID controllers were optimally selected using the integral square error quality index. Tests and verification of the designed controller were performed using the Matlab/Simulink fast prototyping software. The results show that the designed controller is more effective in controlling the nuclear reactor power than a conventional classic PID controller.
    Źródło:
    Pomiary Automatyka Kontrola; 2013, R. 59, nr 12, 12; 1279-1284
    0032-4140
    Pojawia się w:
    Pomiary Automatyka Kontrola
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Analysis of the BEAVRS PWR benchmark using SCALE and PARCS
    Autorzy:
    Darnowski, Piotr
    Pawluczyk, Michał
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/146544.pdf
    Data publikacji:
    2019
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    BEAVRS
    nuclear reactor
    PARCS
    PWR
    SCALE
    TRITON
    Opis:
    This paper presents an analysis of the Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Simulations (BEAVRS) performed using SCALE 6.1.2 and PARCS 3.2 computer codes. The benchmark specifi cation contains a detailed design, operational data and measurements for a real 4-loop Westinghouse pressurized water reactor (PWR). The lattice physics simulations were prepared using TRITON depletion sequence and NEWT neutron transport solver (SCALE package). The 238-neutron group library based on evaluated nuclear data fi le – ENDF/B-VII nuclear data libraries was applied. A set of branch and burnup calculations was prepared, and group constants in the form of PMAXS fi les were generated with GenPMAXS. The full-core models were prepared using the PARCS nodal-diffusion core simulator. The PMAXS libraries were used with PARCS to investigate the core operation. The hot zero power measurement data, including control rod worths and critical boron concentrations, were compared using simulations, and satisfactory results were achieved. The fi rst fuel cycle was simulated, and acceptable agreement with boron letdown curve and measurements were obtained. Finally, conclusions and recommendations for future research were presented.
    Źródło:
    Nukleonika; 2019, 64, 3; 87-96
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Optimization of the loading pattern of the PWR core using genetic algorithms and multi-purpose fitness function
    Autorzy:
    Kubiński, Wojciech
    Darnowski, Piotr
    Chęć, Kamil
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2055670.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    genetic algorithms
    fuel loading
    loading optimization
    PWR
    nuclear reactor technology
    Opis:
    The study demonstrates an application of genetic algorithms (GAs) in the optimization of the first core loading pattern. The Massachusetts Institute of Technology (MIT) BEAVRS pressurized water reactor (PWR) model was applied with PARCS nodal-diffusion core simulator coupled with GA numerical tool to perform pattern selection. In principle, GAs have been successfully used in many nuclear engineering problems such as core geometry optimization and fuel confi guration. In many cases, however, these analyses focused on optimizing only a single parameter, such as the effective neutron multiplication factor (keff), and often limited to the simplified core model. On the contrary, the GAs developed in this work are equipped with multiple-purpose fitness function (FF) and allow the optimization of more than one parameter at the same time, and these were applied to a realistic full-core problem. The main parameters of interest in this study were the total power peaking factor (PPF) and the length of the fuel cycle. The basic purpose of this study was to improve the economics by finding longer fuel cycle with more uniform power/flux distribution. Proper FFs were developed, tested, and implemented and their results were compared with the reference BEAVRS first fuel cycle. In the two analysed test scenarios, it was possible to extend the fi rst fuel cycle while maintaining lower or similar PPF, in comparison with the BEAVRS core, but for the price of increased initial reactivity.
    Źródło:
    Nukleonika; 2021, 66, 4; 147--151
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    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:
    Elektrownia jądrowa im. Alvina W. Vogtle’a – największa w USA
    Alvin W. Vogtle Electric Generating Plant – the largest in the USA
    Autorzy:
    Nowicki, Jacek
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/24201011.pdf
    Data publikacji:
    2023
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    AP1000
    Westinghouse Electric
    Georgia Power
    Southern Nuclear
    Bechtel
    firma amerykańska
    bezpieczeństwo pasywne
    generacja III+ reaktorów energetycznych
    reaktor wodno-ciśnieniowy
    PWR
    energetyka jądrowa
    reaktor jądrowy
    elektrownia jądrowa im
    Alvina W
    Vogtle’a
    passive safety generation III+ power reactors
    pressurized water reactor
    nuclear energy
    nuclear reactor
    Alvin W
    Vogtle Electric Genering Plant
    Opis:
    W artykule przedstawiono historię rozwoju Elektrowni Jądrowej Vogtle, która wkrótce stanie się największym obiektem energetyki jądrowej w USA. Dwa najnowsze bloki: 3 i 4 zbudowane są na bazie projektu Westinghouse AP1000 – w technologii modułowej z uwzględnieniem zasad bezpieczeństwa pasywnego, charakterystycznego dla generacji III+ jądrowych bloków energetycznych.
    The article presents the history of the development of the Vogtle Nuclear Power Plant, which will soon become the largest nuclear energy facility in the USA. The two newest units: 3 and 4 are built on the basis of the Westinghouse AP100 design - in modular technology taking into account the principles of passive safety, characteristic for Generation III+ nuclear power units.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2023, 4; 34--38
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Remonty kapitalne w kanadyjskich elektrowniach jądrowych
    Canadian Nuclear Power Plant refurbisment
    Autorzy:
    Kulczyński, D. W.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214195.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    zapotrzebowanie na energię jądrową
    emisja CO2
    przedłużanie eksploatacji
    remonty kapitalne
    CANDU
    PHWR
    PWR
    makieta reaktora
    końcówki kanałów
    kolektory
    rury odpływowe
    rury dopływowe
    nuclear power share in power demand
    CO2 emissions
    life extension
    nuclear power plant refurbishment
    reactor mock-up
    end fittings
    reactor channels
    headers
    feeders
    Opis:
    Tematem artykułu jest przedłużanie okresu eksploatacji starzejących się elektrowni jądrowych. Omówiono szczegółowo remonty kapitalne w kanadyjskich elektrowniach jądrowych typu CANDU (PHWR). Zasygnalizowano także zagadnienia związane z wydłużaniem okresu użytkowania reaktorów lekkowodnych, które były tematem dyskusji konferencji Nuclear Power Plant Life Management & Extension w Paryżu w 2015 r.
    The article tackles various aspects of life extension of aging nuclear power plants. It describes in detail mid-life refurbishment of Canadian nuclear power plants (CANDU - PHWR). Some aspects of light water reactors life extension discussed at the Nuclear Power Plant Life Management & Extension 2015 in Paris were also mentioned.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2015, 4; 33-37
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-6 z 6

      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