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 "reaktor AP-1000" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-6 z 6
    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:
    Obliczenia neutronowe reaktora AP1000
    Neutronic calculations of the AP1000 reactor
    Autorzy:
    Suchcicki, Szymon
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2055828.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    AP1000
    SCALE
    PARCS
    reaktor jądrowy
    obliczenia neutronowe
    nuclear reactor
    neutronic calculations
    Opis:
    W artykule przedstawiono opis obliczeń neutronowych przeprowadzonych w Państwowej Agencji Atomistyki dla reaktora AP1000. Zaprezentowano krótką charakterystykę tego reaktora, opisano zastosowane kody obliczeniowe oraz przedstawiono wyniki obliczeń i ich porównanie z wynikami zawartymi w amerykańskim raporcie „AP1000 Design Control Document”. Przedstawiono również plany dalszego wykorzystania stworzonych modeli obliczeniowych.
    The paper presents a description of neutronic calculations for the AP1000 reactor performed at the National Atomic Energy Agency of the Republic of Poland (PAA). A short characteristic of the reactor is presented, applied computer codes are described and results of the calculations and their comparison with results included in the "AP1000 Design Control Document" are presented. Plans for further use of the created computational models are also discussed.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2021, 4; 2--6
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    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:
    Modelowanie pracy reaktora wodno-ciśnieniowego podczas pierwszej kampanii paliwowej
    Modeling of a pressurized water reactor during first fuel campaign
    Autorzy:
    Sierchuła, J.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/377043.pdf
    Data publikacji:
    2018
    Wydawca:
    Politechnika Poznańska. Wydawnictwo Politechniki Poznańskiej
    Tematy:
    energetyka jądrowa
    reaktor wodny ciśnieniowy
    AP1000
    efektywny współczynnik mnożenie neutronów
    wypalenie paliwa jądrowego
    Opis:
    W 2017 roku na świecie eksploatowanych było 449 reaktorów jądrowych, z czego ponad 60% stanowiły reaktory wodno-ciśnieniowe. Jednym z najnowocześniejszych reaktorów tego typu jest reaktor AP1000, opracowany przez firmę Westinghouse. Wymieniona konstrukcja brana jest również pod uwagę pod kątem budowy pierwszej w Polsce elektrowni jądrowej, ze względów zarówno ekonomicznych, technicznych, jak i zaimplementowanych systemów bezpieczeństwa, które zostały w niej bardzo rozbudowane. W poniższej pracy, poza przedstawieniem układu technologicznego reaktora AP1000, został zaprezentowany jego model, umożliwiający między innymi badanie wpływu ułożenia kaset paliwowych na współczynnik mnożenia neutronów/reaktywność, wyznaczanie gęstości strumienia neutronów w rdzeniu czy badanie poziomu wypalenia paliwa jądrowego. Uzyskane wyniki zostały poddane analizie i odniesione do danych literaturowych w celu weryfikacji stworzonego modelu.
    Over 449 nuclear reactors have been operating in the world in 2017. More than 60% of them were the pressurized water reactors. One from the most modern reactors of this type is the AP1000 reactor, developed by Westinghouse. The mentioned construction is also taken into account in terms of the construction of the first nuclear power plant in Poland, for both economic and technical reasons as well as very well developed safety systems. In the following work, apart from the presentation of the AP1000 reactor technology system, the model of reactor core was presented. Above-mentioned model allows, among other things, to investigate the impact of fuel assemblies on the neutron multiplication factor/reactivity, determination of neutron flux density in the core or level of fuel burnout. The obtained results were analyzed and referenced to the literature data in order to verify created model.
    Źródło:
    Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering; 2018, 94; 51-61
    1897-0737
    Pojawia się w:
    Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Charakterystyka wybranych typów elektrowni jądrowych generacji III/III+
    Characteristics of selected types of generation III/III+ nuclear power plant
    Autorzy:
    Klisińska, M.
    Koszuk, Ł.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214558.pdf
    Data publikacji:
    2018
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    elektrownia jądrowa
    generacja III/III+
    ABWR
    AP1000
    reaktor APR-1400
    EPR
    nuclear power plant
    generation III/III+
    APR-1400
    Opis:
    Energetyka jądrowa rozwija i doskonali technologię reaktorów już od sześciu dekad. Dlatego rozróżnia się kilka generacji reaktorów jądrowych, z których każda wyróżnia się innymi cechami związanymi z projektem, kwestiami bezpieczeństwa, czy wykorzystaniem paliwa jądrowego. Zdecydowana większość reaktorów obecnie eksploatowanych na świecie została zbudowana w latach 70. i 80. XX wieku. Są to reaktory II generacji. Program Polskiej Energetyki Jądrowej zakłada budowę elektrowni jądrowych generacji III/III+. Rynek oferuje kilka konkretnych technologii tej generacji. W niniejszym artykule prezentowane są informacje o czterech z nich – trzech reaktorach wodnych ciśnieniowych – AP1000, APR1400 oraz EPR, a także jednym reaktorze wodnym wrzącym – ABWR. Artykuł zawiera informacje zebrane na potrzeby jednego z tematów realizowanych przez autorów w Narodowym Centrum Badań Jądrowych.
    Nuclear Power Industry has been developing and improving reactor technology for six decades. The history of reactors development is divided into several generations that differ in their design, approach to safety issues, utilization of nuclear fuel and so on. The vast majority of reactors, currently in operation in the world, was built in the 1970s and 1980s. They are considered as the second generation reactors. The Polish Nuclear Power Programme assumes construction of NPP of III/III+ generation. Several technologies are available on the market. In the current paper the information on four of them is contained – three of PWR type – AP1000, APR1400 and EPR, and one of BWR type – ABWR. The information in this article has been compiled for the needs of one of the topics performed at National Centre for Nuclear Research.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2018, 3; 38-41
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    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
      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