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 "reactor safety" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-13 z 13
    Tytuł:
    Hot channel factors evaluation for thermalhydraulic analysis of MTR reactors
    Autorzy:
    Khalil, M.
    Abdelrazek, I.
    Nagy, M.
    Shokr, A.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147247.pdf
    Data publikacji:
    2004
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    hot channel factors
    MTR
    reactor safety
    thermalhydraulic analysis
    uncertainty
    Opis:
    This paper addresses the hot channel factors for the thermalhydraulic analysis of Material Testing Reactors (MTR). The criteria for choosing the hot channel factors and their combination methods are presented and discussed. A method for the evaluation of the hot channel factors for the thermalhydraulic analysis is proposed. In the proposed method, the values of the hot channel factor are calculated in terms of their fraction of variation and the degree of dependency of the thermalhydraulic safety parameter of interest on these factors. The equations for the calculation of the thermalhydraulic safety parameters in the hot channel are presented along with discussions. The application of the proposed method has been illustrated by an example.
    Źródło:
    Nukleonika; 2004, 49, 2; 61-67
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Minor actinides impact on basic safety parameters of medium-sized sodium-cooled fast reactor
    Autorzy:
    Darnowski, P.
    Uzunow, N.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147617.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    fast reactor safety
    MCNP5
    sodium-cooled fast reactor
    nuclear waste transmutation
    Opis:
    An analysis of the infl uence of addition of minor actinides (MA) to the fast reactor fuel on the most important safety characteristics was performed. A special emphasis was given to the total control rods worth in order to describe qualitatively and quantitatively its change with MA content. All computations were performed with a homogeneous assembly model of modifi ed BN-600 sodium-cooled fast reactor core with 0, 3 and 6% of MA. A model was prepared for the Monte Carlo neutron transport code MCNP5 for fresh fuel in the beginning-oflife (BOL) state. Additionally, some other parameters, such as Doppler constant, sodium void reactivity, delayed neutron fraction, neutron fl uxes and neutron spectra distribution, were computed and their change with MA content was investigated. Study indicates that the total control rods worth (CRW) decreases with increasing MA inventory in the fuel and confi rms that the addition of MA has a negative effect on the delayed neutron fraction.
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, 1; 171-179
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Thermal-hydraulic calculations for a fuel assembly in a European Pressurized Reactor using the RELAP5 code
    Autorzy:
    Skrzypek, M.
    Laskowski, R.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/148264.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    fuel assembly
    pressurized water reactor (PWR)
    safety analysis
    RELAP5
    Opis:
    The main object of interest was a typical fuel assembly, which constitutes a core of the nuclear reactor. The aim of the paper is to describe the phenomena and calculate thermal-hydraulic characteristic parameters in the fuel assembly for a European Pressurized Reactor (EPR). To perform thermal-hydraulic calculations, the RELAP5 code was used. This code allows to simulate steady and transient states for reactor applications. It is also an appropriate calculation tool in the event of a loss-of-coolant accident in light water reactors. The fuel assembly model with nodalization in the RELAP5 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) code was presented. The calculations of two steady states for the fuel assembly were performed: the nominal steady-state conditions and the coolant flow rate decreased to 60% of the nominal EPR flow rate. The calculation for one transient state for a linearly decreasing flow rate of coolant was simulated until a new level was stabilized and SCRAM occurred. To check the correctness of the obtained results, the authors compared them against the reactor technical documentation available in the bibliography. The obtained results concerning steady states nearly match the design data. The hypothetical transient showed the importance of the need for correct cooling in the reactor during occurrences exceeding normal operation. The performed analysis indicated consequences of the coolant flow rate limitations during the reactor operation.
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, No. 3, part 2; 537-544
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Zastosowanie modeli odwrotnych do diagnozowania stanów utraty chłodzenia w reaktorach jądrowych typu wrzącego
    Application of inverse models to diagnostics of loss of coolant accidents in boiling water nuclear reactors
    Autorzy:
    Bednarski, M.
    Cholewa, W.
    Frid, W.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/328934.pdf
    Data publikacji:
    2002
    Wydawca:
    Polska Akademia Nauk. Polskie Towarzystwo Diagnostyki Technicznej PAN
    Tematy:
    modele odwrotne
    reaktor jądrowy
    bezpieczeństwo
    inverse diagnostic models
    nuclear reactor
    safety
    Opis:
    Celem referatu jest pokazanie przykładu zastosowania odwrotnych modeli diagnostycznych. Zapobieganie wypadkom w elektrowniach jądrowych, w szczególności przypadkom uszkodzenia rdzenia, gdzie ryzyko uwolnienia produktów radioaktywnych jest największe, jest sprawą priorytetową dla bezpieczeństwa. W celu analizy potencjalnie możliwych wypadków, jak również w celu ich zapobiegania oraz zarządzania nimi, stworzono wiele programów symulacyjnych oraz systemów wspomagających podejmowanie decyzji (Computerized Decision Support Systems - CDSS) przez operatorów. Bazują one na metodach deterministycznych i probablistycznych. W przypadku reaktorów jądrowych rozwój szybkich narzędzi symulacyjnych daje możliwość zastosowania metod diagnostycznych bazujących na przykładach. Przedstawione tutaj lokalne modele odwrotne są przykładem takiego właśnie podejścia.
    Aim of this paper is to present example of application inverse diagnostic models. Accident prevention in nuclear plants, in particular in case of the core damage, where the risk of release radioactive products is the highest, is the priority cause for safety. In order to analyze potentially possible accidents and also to prevent and to manage them, a lot of simulation codes and Computerized Decision Support Systems (CDSS) was implemented. They base on deterministic and probabilistic methods. In case of nuclear reactors, recent progress of very fast simulation tools opens possibility of applying case-based diagnostic methods. The method described in the paper, which uses local inverse models, is an example of such approach.
    Źródło:
    Diagnostyka; 2002, 27; 105-110
    1641-6414
    2449-5220
    Pojawia się w:
    Diagnostyka
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Neutronic analysis for core conversion (HEU–LEU) of the low power research reactor using the MCNP4C code
    Autorzy:
    Aldawahra, S.
    Khattab, K.
    Gorge, S.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/971506.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    MNSR reactor
    HEU fuel
    LEU fuel
    MCNP4C code
    safety parameters
    Opis:
    Comparative studies for conversion of the fuel from HEU to LEU in the miniature neutron source reactor (MNSR) have been performed using the MCNP4C code. The HEU fuel (UAl4-Al, 90% enriched with Al clad) and LEU (UO2 12.6% enriched with zircaloy-4 alloy clad) cores have been analyzed in this study. The existing HEU core of MNSR was analyzed to validate the neutronic model of reactor, while the LEU core was studied to prove the possibility of fuel conversion of the existing HEU core. The proposed LEU core contained the same number of fuel pins as the HEU core. All other structure materials and dimensions of HEU and LEU cores were the same except the increase in the radius of control rod material from 0.195 to 0.205 cm and keeping the outer diameter of the control rod unchanged in the LEU core. The effective multiplication factor (κ eff), excess reactivity (ρ ex), control rod worth (CRW), shutdown margin (SDM), safety reactivity factor (SRF), delayed neutron fraction (β eff) and the neutron fl uxes in the irradiation tubes for the existing and the potential LEU fuel were investigated. The results showed that the safety parameters and the neutron fl uxes in the irradiation tubes of the LEU fuels were in good agreements with the HEU results. Therefore, the LEU fuel was validated to be a suitable choice for fuel conversion of the MNSR in the future.
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, 2; 367-371
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    The use of nuclear energy for military and civilian purposes safety in the nuclear power industry
    Autorzy:
    Jóźwik, R.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/347346.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Akademia Wojsk Lądowych imienia generała Tadeusza Kościuszki
    Tematy:
    nuclear energy
    chain reaction
    nuclear reactor
    safety systems
    programme for the nuclear power industry
    Opis:
    The purpose of the article was to gather the basic information about the mechanism behind nuclear energy formation and the types of reactors, already built worldwide or potentially planned for construction in the near future, and to present the history of the beginnings of nuclear power in Poland. The issues of the safety of reactors, independent safety assurance systems and systems for emergency shutdown of a reactor are discussed in more detail. The problem of responsibility for the safety of nuclear equipment is also examined, including the relevant authority and method for such safety inspection. The initiatives taken in Poland in connection with the programme for the nuclear power industry are also described.
    Źródło:
    Zeszyty Naukowe / Wyższa Szkoła Oficerska Wojsk Lądowych im. gen. T. Kościuszki; 2017, 3; 106-123
    1731-8157
    Pojawia się w:
    Zeszyty Naukowe / Wyższa Szkoła Oficerska Wojsk Lądowych im. gen. T. Kościuszki
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    BWRX-300, pierwszy SMR w Darlintgton
    BWRX-300, Darlintgtons first SMR
    Autorzy:
    Kulczyński, Dariusz Witold
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/24201007.pdf
    Data publikacji:
    2023
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    energetyka jądrowa
    reaktor wodny wrzący
    BWRX-300
    małe reaktory modułowe
    bezpieczeństwo jądrowe
    wyłączanie reaktora
    DNNP
    Darlington New Nuclear Project
    nuclear power
    boiling water reactor
    SMR
    small modular reactor
    nuclear safety
    reactor trip
    Opis:
    W kontekście agresywnej polityki Unii Europejskiej dot. emisji dwutlenku węgla artykuł wyjaśnia zainteresowanie Polski szybkim wdrożeniem energetyki jądrowej, w tym SMR-ów. Przedstawiono osiągnięcia w dziedzinie technologii jądrowej przyszłego operatora obiektu DNNP tj. firmy Ontario Power Generation Inc. (OPG). Artykuł omawia wybrane cechy konstrukcyjne reaktora wodnego wrzącego BWRX-300 zaprojektowanego przez GE-Hitachi.
    In view of aggressive CO2 emission abatement policies of the EU, the article explains the need for Poland to quickly develop nuclear power capabilities, hence her interest in SMR’s. The Darlington New Nuclear Project (DNNP) is briefly described. Highlights of nuclear expertise of Ontario Power Generation Inc. (OPG), the DNNP future operator, are presented. Selected design features of GE-Hitachi’s BWRX- 300 boiling water reactor are described.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2023, 3; 7--16
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Analiza zagrożeń życia i zdrowia studentów na przykładzie syntez z oksiranami prowadzonych na wydziale chemicznym uczelni X
    Syntheses with oxiranes carried out in the faculty of chemistry of university X – analyse of hazard
    Autorzy:
    Ożóg, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/103585.pdf
    Data publikacji:
    2014
    Wydawca:
    Uniwersytet Humanistyczno-Przyrodniczy im. Jana Długosza w Częstochowie. Wydawnictwo Uczelniane
    Tematy:
    oksirany
    reaktor ciśnieniowy
    BHP
    narażanie życia
    wybuch
    oxiranes
    high-pressure reactor
    job safety
    death hazard
    explosion
    Opis:
    Czy można na wyższej uczelni w Polsce narażać życie studentów? Okazuje się, że tak. Od co najmniej kilkunastu lat w Zakładzie Chemii Organicznej Wydziału Chemicznego uczelni X prowadzone są reakcje z oksiranami, takimi jak tlenek etylenu, tlenek propylenu oraz epichlorohydryna, w sposób stanowiący zagrożenie ciężkimi obrażeniami ciała, a nawet śmiercią. Syntezy te prowadzone są w małych, zakorkowanych butelkach po szampanie ustawionych w zlewkach z wodą na mieszadłach magnetycznych. Szczególnie niebezpieczny jest tlenek etylenu, ponieważ ma temp. wrzenia 10,7°C, jest niestabilny i wysoce reaktywny. Jest skrajnie łatwopalnym gazem (R1 12). Zbiorniki z tlenkiem etylenu narażone na działanie ognia lub wysokiej temperatury mogą wybuchać. Tworzy mieszaniny wybuchowe z powietrzem (od 3% do 100% % tlenku etylenu). Tlenek etylenu jest klasyfikowany jako substancja rakotwórcza kat. 2, mutagenna kat. 2, toksyczna i drażniąca. Energia chemicznego wybuchu tlenku etylenu jest 14 razy większa od energii wybuchu trotylu. Wykonano przybliżone obliczenia symulacyjne. Przy założeniu, że nastąpi rozerwanie 1 reaktora w wyniku w wybuchu fizycznego (małej butelki po szampanie pojemności 250 cm3 wytrzymującej do 18 atm), powstaną odłamki szkła mające ostre krawędzie o tak dużej energii, że mogą spowodować ciężkie obrażenia fizyczne ciała, a nawet śmierć. Prowadzenie takich syntez w opisany powyżej sposób można więc uznać za przestępstwo z art. 1600 i 220 kodeksu karnego. Zastanawiająca i bulwersująca jest ignorancja prokuratury wobec tego faktu.
    Is it possible to risk student's life on an university in Poland? It comes out that, yes, it is possible. At one Chemistry Department of an University syntheses with oxiranes (like ethylene oxide, propylene oxide, epichlorohydrin) are carried out for several years, providing the risk of severe injury or even death. These syntheses are carried out in small, corked champagne bottles placed in beakers with water on magnetic stirrers. Ethylene oxide is particularly dangerous due to the fact that it’s boliling point is 10.7C only. It is also unstable and extremely reactive, highly flammable (R12). Containers with ethylene oxide may explode if exposed on high temperature or fire. It makes up explosive mixtures with the air at the oxide concentration ranging from 3% to 100%. The force of chemical explosion of ethylene oxide is 14 times stronger than the one of TNT. Moreover, ethylene oxide is carcinogenic and mutagenic, classified as toxic and irritating. The simulation of explosion force was evaluated. The 250 ml champaigne bottle (of nominal internal pressure resistance equal to 18 atm) when used as a reactor may burst out and the small pieces of glass with sharp edges created as a result of the explosion will gain the energy sufficient to causing severe body injuries or even death. Carrying these syntheses out on the described way may be then classified as a crime due to articles 160 and 220 of Polish Penal Code. The prosecutor's ignorance in such case is shocking.
    Źródło:
    Prace Naukowe Akademii im. Jana Długosza w Częstochowie. Technika, Informatyka, Inżynieria Bezpieczeństwa; 2014, T. 2; 211-222
    2300-5343
    Pojawia się w:
    Prace Naukowe Akademii im. Jana Długosza w Częstochowie. Technika, Informatyka, Inżynieria Bezpieczeństwa
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Passive Safety Systems in Modern Nuclear Power Stations
    Pasywne systemy bezpieczeństwa w nowoczesnych elektrowniach jądrowych
    Autorzy:
    Sierchuła, J. A.
    Sroka, K.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/397680.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    ENERGA
    Tematy:
    passive safety systems
    AP1000 reactor
    residual heat
    nuclear power station safety
    nuclear power engineering
    pasywne systemy bezpieczeństwa
    reaktor AP-1000
    ciepło powyłączeniowe
    elektrownia jądrowa
    bezpieczeństwo
    energetyka jądrowa
    Opis:
    The authors present operating principles of passive safety systems used in nuclear power plants using the example of the AP1000 plant. In particular, they describe the passive residual heat removal system and the passive containment cooling system. Moreover, the paper presents an analysis of a scenario involving the failure to start of active elements (Diesel generators) in the case of a loss of off-site power. The study presents the role of passive safety systems mentioned above in residual heat removal, as well as their impact on the temperature of the working medium in the cooling circuit and the refuelling water storage tank (IRWST).
    Autorzy przedstawiają zasadę działania pasywnych systemów bezpieczeństwa stosowanych w elektrowniach jądrowych na przykładzie elektrowni z reaktorem AP1000. W szczególności opisują pasywny układ odprowadzania ciepła powyłączeniowego oraz pasywny system chłodzenia obudowy bezpieczeństwa. Ponadto w artykule zaprezentowano analizę scenariusza zakładającego niezałączenie się elementów systemów aktywnych (generatory Diesla) w przypadku awarii polegającej na utracie zasilania zewnętrznego. W pracy przedstawiono rolę wyżej wymienionych systemów pasywnych w odbiorze ciepła powyłączeniowego oraz ich wpływ na temperaturę czynnika roboczego w obiegu chłodzenia oraz w basenie magazynowym wody przeładunkowej (IRWST).
    Źródło:
    Acta Energetica; 2017, 1; 112-117
    2300-3022
    Pojawia się w:
    Acta Energetica
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    An application IRIDM the decision making process on fuel conversion of the MARIA reactor
    Zastosowanie IRIDM w procesie decyzyjnym dotyczącym konwersji paliwa w reaktorze MARIA
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Kowal, K.
    Prusiński, P. A.
    Dabrowski, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408038.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    nuclear safety
    Integrated Risk Informed Decision Making
    Research Reactor MARIA
    Global Threat Reduction Initiative
    nuclear fuel conversion
    bezpieczeństwo jądrowe
    zintegrowany proces decyzyjny
    reaktor badawczy MARIA
    Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych
    konwersja paliwa
    Opis:
    Poland, when acceded to GTRI (Global Threat Reduction Initiative) in 2004, has committed to convert the nuclear fuel of the Research Reactor MARIA, operated by the National Centre for Nuclear Research (NCBJ) in Świerk. The conversion means giving up of high enriched uranium fuel containing 36% of U-235, which was used so far, and replacing it with the low enriched uranium fuel (19.7% U-235). This article describes the potential usability of the Integrated Risk Informed Decision Making (IRIDM) methodology in optimization of the fuel conversion procedure.
    Polska, przystępując w 2004 roku do programu GTRI (Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych), zobowiązała się do konwersji paliwa jądrowego w reaktorze badawczym MARIA, eksploatowanym przez Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) w Świerku. Konwersja ta oznacza rezygnację z dotychczas użytkowanego paliwa, zawierającego 36% U-235 i zastąpienie go paliwem nisko wzbogaconym (19.7% U-235). Niniejszy artykuł opisuje potencjalne zastosowanie zintegrowanego procesu decyzyjnego (IRIDM) w optymalizacji procedury konwersji paliwa.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2013, 3; 3-6
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    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:
    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:
    W poszukiwaniu seryjnie produkowanego reaktora XXI wieku
    In the search for mass produced reactor of the twenty first century
    Autorzy:
    Kulczyński, D. W.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214430.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    IMSR
    Terrestrial Energy
    Eksperyment MSRE
    reaktor na stopioną sól
    grafitowy moderator
    stopiona sól
    FLiBe (Fluor-Lit-Beryl)
    płynne substancje pochłaniające neutrony
    niskowzbogacony uran (LEU)
    Oak Ridge Nuclear Laboratories
    Canadian
    Nuclear Laboratories
    urząd regulacyjny energetyki jądrowej CNSC
    MSRE experiment
    graphite moderator
    molten salt reactor
    molten salt
    FLiBe (Fluor-Lithium-Beryllium)
    liquid neutron absorbing materials
    Low Enriched Uranium (LEU)
    Canadian Nuclear
    Laboratories
    Canadian Nuclear Safety Commission CNSC
    Opis:
    Artykuł omawia propozycję budowy (modularnego) reaktora typu IMSR chłodzonego stopioną solą przez kanadyjską firmę Terrestrial Energy Inc. TEI przewiduje wprowadzenie reaktorów IMSR do seryjnej produkcji od połowy lat 20. XXI wieku.
    The article discusses Integral Molten Salt Reactor (IMSR®) proposed by Canadian company Terrestrial Energy Inc. TEI envisages mass production of IMSR reactors after 2025.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2017, 4; 8-11
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-13 z 13

      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