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 "blok jądrowy" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-2 z 2
    Tytuł:
    Modelowanie układów technologicznych elektrowni jądrowych
    Modelling of technological systems of nuclear power plants
    Autorzy:
    Szczerbowski, R.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/377041.pdf
    Data publikacji:
    2012
    Wydawca:
    Politechnika Poznańska. Wydawnictwo Politechniki Poznańskiej
    Tematy:
    elektrownia jądrowa
    blok jądrowy
    turbina gazowa
    blok gazowo-jądrowy
    Opis:
    Elektrownie jądrowe, w porównaniu do elektrowni parowych wykorzystujących paliwa kopalne, charakteryzują się niską sprawnością. Wynika to ze stosunkowo niskiej temperatury i ciśnienia pary świeżej w stosunku do elektrowni parowych. W referacie przedstawiono możliwości rozbudowy układów technologicznych elektrowni jądrowych. W kolejnych modyfikacjach przedstawiono możliwości współpracy bloku jądrowego z turbinami gazowymi. Połączenie turbin gazowych z elektrownią jądrową w cykl kombinowany powoduje wzrost sprawności i wydajności, w porównaniu do otwartego cyklu turbiny gazowej lub elektrowni jądrowej. W referacie przedstawiono możliwość wykorzystania gorących gazów opuszczających turbinę gazową do przegrzania pary z wykorzystaniem generatora pary elektrowni jądrowej.
    Nuclear steam power plants (NPP) are characterized by low efficiency, compared to steam power plants using fossil fuels. This is due to the relatively low temperature and pressure-throttling conditions compared to those using fossil fuel. The paper presents the possibility of development of the technological systems of NPP. In the following modifications presents opportunities for cooperation NPP with GT. Combining GT with the NPP can increase the capacity and efficiency of the combined plant, compared to either the GT open cycle or the NPP separate plants. This paper investigates the feasibility of utilizing the hot gases leaving the GT to superheat the steam leaving the steam generator of the NPP.
    Źródło:
    Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering; 2012, 70; 43-50
    1897-0737
    Pojawia się w:
    Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora Maria
    Assessment of the expansion provision width in the Maria reactor graphite blocks
    Autorzy:
    Zając, Bogdan
    Olszewski, Grzegorz
    Piotrowska, Natalia
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/107931.pdf
    Data publikacji:
    2019
    Wydawca:
    Stowarzyszenie Inżynierów i Techników Mechaników Polskich
    Tematy:
    blok grafitowy
    szczelina dylatacyjna
    reaktor jądrowy
    graphite block
    expansion provision
    nuclear reactor
    Opis:
    Przedmiotem pracy była ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora MARIA NCBJ po ich długotrwałej eksploatacji w reaktorze. Nominalna szerokość szczeliny dylatacyjnej bloku grafitowego przed eksploatacją w reaktorze wynosiła ok. 30 mm. W czasie długotrwałej pracy reaktora, w wyniku interakcji pomiędzy szybkimi neutronami a grafitem następuje powolne pęcznienie grafitu powodujące porowatość i pogorszenie jego własności fizycznych. Efektem pęcznienia grafitu pod wpływem oddziaływania z neutronami następuje zmniejszenie się szczeliny dylatacyjnej. Badania szerokości szczeliny dylatacyjnej przeprowadzono metodą radiograficzną. Ze względu na trudności z zastosowaniem radiografii klasycznej (bloki grafitowe były napromieniowane) do badań wykorzystano płyty obrazowe i aparaturę do badań radiografią cyfrową. Badania bloków były przeprowadzone w tzw. Komorach Gorących nad reaktorem MARIA.
    The paper focuses on the assessment of the width of the expansion provision within the graphite blocks placed in MARIA nuclear reactor of the National Centre for Nuclear Research in Świerk, after their long-lasting operation in the reactor. The nominal width of the expansion provision before placing in the reactor was approximately 30mm. As a result of an interaction between the fast neutrons and the graphite within the reactor, there occurs an incremental swelling of the graphite, causing its porosity and deterioration of its physical properties. This results in narrowing of the expansion provision. Tests aimed at assessing the expansion provision were conducted with the use of radiographic testing. Due to the difficulties arising from applying classical radiographic testing (irradtiation of the graphite blocks),digital radiography instruments were employed and the testing was only possible in so called Hot Cells placed above the reactor.
    Źródło:
    Badania Nieniszczące i Diagnostyka; 2019, 3; 42-45
    2451-4462
    2543-7755
    Pojawia się w:
    Badania Nieniszczące i Diagnostyka
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-2 z 2

      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