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 "probabilistic safety assessment (PSA)" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-7 z 7
    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
    Tytuł:
    Analiza niezawodności awaryjnego odbioru ciepła powyłączeniowego w reaktorze typu PWR
    Reliability analysis of emergency decay heat removal in PWR reactor
    Autorzy:
    Kowal, K.
    Borysiewicz, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/407970.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    pomocniczy system wody zasilającej
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    analiza drzewa uszkodzeń
    SAPHIRE
    symulacje Monte Carlo
    Auxiliary Feedwater System (AFWS)
    Probabilistic Safety Assessment (PSA)
    Fault Tree Analysis (FTA)
    Monte Carlo simulation
    Opis:
    Celem niniejszej pracy było określenie prawdopodobieństwa awarii pomocniczego systemu wody zasilającej reaktora typu PWR firmy Westinghouse. Obiektem referencyjnym, dla którego wykonano analizę była Elektrownia Jądrowa Surry (USA). Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metod Monte Carlo.
    The aim of this work was to assess the failure probability of the Westinghouse PWR auxiliary feedwater system (AFWS). The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes AFWS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2015, 3; 59-64
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    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
    Tytuł:
    Analiza niezawodności systemu zabezpieczenia reaktora typu PWR
    Аналіз надійності системи захисту реактора типу PWR
    Reliability analysis of PWR reactor protection system
    Autorzy:
    Kowal, K.
    Borysiewicz, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408241.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    system zabezpieczenia reaktora
    probabilistyczne analizy bezpieczeństwa
    analiza drzewa uszkodzeń
    SAPHIRE
    symulacje Monte Carlo
    система захисту реактора
    пробабілістичний аналіз безпеки
    аналіз дерева відмов
    симуляція Монте-Карло
    reactor protection system (RPS)
    probabilistic safety assessment (PSA)
    fault tree analysis (FTA)
    Monte Carlo simulation
    Opis:
    Celem niniejszej pracy było określenie prawdopodobieństwa niedostępności systemu zabezpieczenia reaktora typu PWR firmy Westinghouse. Obiektem referencyjnym, dla którego wykonano analizę była Elektrownia Jądrowa Surry zlokalizowana w Stanach Zjednoczonych. Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metod Monte Carlo.
    Метою даного дослідження було визначити ймовірність відмови системи захисту реактора типу PWR фірми Westinghouse. Посилаючись на об'єкт, для якого був проведений аналіз АЕС Surry (США). Ця робота включає в себе створення дерева відмов і виконання кількісного аналізу в програмі SAPHIRE та оцінки невизначеності за допомогою методу Монте-Карло.
    The aim of this work was to assess the probability of the Westinghouse PWR reactor protection system (RPS) unavailability. The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes RPS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2015, 1; 73-79
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Development of a Library Based Tool for Screening External Hazards and Hazard Combinations
    Autorzy:
    Röwekamp, M.
    Sperbeck, S.
    Türschmann, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2068914.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Uniwersytet Morski w Gdyni. Polskie Towarzystwo Bezpieczeństwa i Niezawodności
    Tematy:
    probabilistic safety assessment
    PSA
    external hazards
    hazard combinations
    screening approach
    Opis:
    For a meaningful and efficient probabilistic risk analysis of external hazards and event combinations involving such hazards those hazards with significant risk potential need to be identified and considered for detailed anal-yses. Such a site and plant specific screening approach for external and internal hazards based on a hazards library covering all types of hazards is under development at GRS. The paper provides insights on the approach and first examples of application.
    Źródło:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association; 2017, 8, 1; 105--110
    2084-5316
    Pojawia się w:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Risk analysis of external hydrological hazards with flooding potential for a German nuclear reference site
    Autorzy:
    Röwekamp, M.
    Gänssmantel, G.
    Peschke, J.
    Strack, C.
    Utschick, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2068763.pdf
    Data publikacji:
    2018
    Wydawca:
    Uniwersytet Morski w Gdyni. Polskie Towarzystwo Bezpieczeństwa i Niezawodności
    Tematy:
    flooding
    hydrological hazards
    hazard combinations
    Probabilistic Safety Assessment
    PSA
    risk analysis
    Opis:
    Probabilistic Safety Analyses (PSA) are a supplementary analytical tool used worldwide more and more in order to quantitatively assess the effect of hazards on the overall result regarding the safety of industrial installations, in particular nuclear power plants. In that way PSA provides a reliable basis for decisions on the necessity and the benefits of safety improvements. In the recent past, the existing methods and tools with respect to determining the site-specific risk of nuclear power plants have been comprehensively extended and further enhanced. The focus of extending the existing PSA methods was on external hydrological hazards with flooding potential. For systematically considering hydrological hazards within PSA a systematic approach has been developed. The paper demonstrates the extended approach in the example of a nuclear power plant site with different flooding risks.
    Źródło:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association; 2018, 9, 3; 65--74
    2084-5316
    Pojawia się w:
    Journal of Polish Safety and Reliability Association
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Probabilistic Safety Assessment of ESBWR gravity driven cooling system
    Autorzy:
    Kaszko, Aleksej
    Niewiński, Grzegorz
    Stępień, Michał
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/132047.pdf
    Data publikacji:
    2020
    Wydawca:
    Centrum Rzeczoznawstwa Budowlanego Sp. z o.o.
    Tematy:
    nuclear power plant
    Probabilistic Safety Assessment
    PSA
    Fault Tree Analysis
    FTA
    Gravity Driven Cooling System
    GDCS
    Opis:
    According to Polish nuclear law, newly emerging nuclear facilities require probabilistic safety assessment (PSA). This article is intended to present the PSA method and to present the error tree method by which the probability of unavailability of the gravity reactor cooling system (GDCS) of the ESBWR power plant designed by GE Hitachi was determined. This work includes creatiion process of a damage tree and performing a quantitative analysis in SAPHIRE tool and estimating uncertainty using the Monte Carlo method. As a part of the work, it was shown that in the probability of failure of a single GDCS P LINE-A line, the most important element are the basic events related in particular to the operation of service valves.
    Źródło:
    Modern Engineering; 2020, 1; 18-25
    2450-5501
    Pojawia się w:
    Modern Engineering
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-7 z 7

      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