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 jądrowy" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
Wyświetlanie 1-15 z 31
Tytuł:
Reaktory jądrowe przyszłości i likwidacja problemu wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych
Autorzy:
Denkiewicz, T.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214479.pdf
Data publikacji:
2014
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor jądrowy
przyszłość
odpady promieniotwórcze
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2014, 2; 16-22
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Reaktory jądrowe małej i średniej mocy
Small and medium nuclear reactors
Autorzy:
Jaskólski, M.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/397096.pdf
Data publikacji:
2011
Wydawca:
ENERGA
Tematy:
energetyka
reaktor jądrowy
reaktor jądrowy małej mocy
reaktor jądrowy średniej mocy
energia atomowa
power engineering
nuclear energy
nuclear reactor
small reactor
medium reactor
Opis:
Ostatnie lata przyniosły wzrost zainteresowania reaktorami jądrowymi małej i średniej mocy (SMR – ang. Small and Medium Reactors), których moce nie przekraczają 700 MW, jako rozwiązania alternatywnego dla dużych skomercjalizowanych bloków jądrowych. Obecnie rozwijane reaktory małych i średnich mocy mogą konkurować z dużymi reaktorami z uwagi na zalety w postaci: 1) mniejszej konstrukcji pozwalającej na produkcję elementów reaktora w nadzorowanych fabrykach; 2) mniejszej ilości ciepła do wyprowadzenia z obiegu wtórnego, ułatwiającej wybór lokalizacji; 3) mniejszego ryzyka inwestycyjnego i finansowego; 4) poprawy stabilności systemu elektroenergetycznego. Najbardziej zaawansowanymi projektami małych reaktorów jądrowych wydają się lekkowodne reaktory o zintegrowanej budowie obiegu pierwotnego, do których należą projekty Westinghouse IRIS i NuScale oraz reaktor Toshiba 4S na neutrony prędkie, chłodzony sodem. Ten ostatni jest przewidywany do instalacji w Galenie na Alasce. Podstawowymi barierami rozwoju technologii małych reaktorów są: zbyt duża liczba konkurujących ze sobą projektów, obawa przed nowymi technologiami reaktorów oraz postrzeganie małych jednostek przez pryzmat ekonomii skali.
Recent years have brought about increased interest in small and medium reactors with 700 MW or less output power, as an alternative to large commercialized nuclear units. Currently developed small and medium reactors can compete with large reactors due to the following advantages: 1) smaller sizes allowing manufacture of reactor components in supervised factories 2) less heat output from the secondary circuit, which facilitates location selection 3) less investment and financial risk 4) improved power system stability. The most advanced small nuclear reactor designs appear to be the light water reactors with integrated primary systems, such as Westinghouse IRIS and NuScale, and Toshiba 4S fast-neutron sodium-cooled reactor. The latter is expected to be installed in Galena, Alaska. The main barriers to small reactor technology development are: too many competing projects, fear of new reactor technologies, and perception of small units through the prism of the economy of scale.
Źródło:
Acta Energetica; 2011, 4; 39-44
2300-3022
Pojawia się w:
Acta Energetica
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Probabilistyczna analiza bezpieczeństwa nowych reaktorów jądrowych
Autorzy:
Staroń, E.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214566.pdf
Data publikacji:
2013
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor jądrowy
probabilistyczna analiza bezpieczeństwa
model reaktora
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2013, 2; 5-11
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Pasywne urządzenia do usuwania wodoru z obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego
Autorzy:
Zimek, Z.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214240.pdf
Data publikacji:
2014
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor jądrowy
źródła wodoru
pasywny katalizator wodoru
rekombinatory wodoru
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2014, 1; 9-17
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
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:
Energetyka jądrowa w Polsce i na świecie
Autorzy:
Skolik, Katarzyna
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/89575.pdf
Data publikacji:
2020
Wydawca:
Nowa Energia
Tematy:
energetyka jądrowa
reaktor jądrowy
energia elektryczna
nuclear energy
nuclear reactor
electricity
Opis:
Obecnie (stan na 8.01.2020) na świecie pracuje 448 reaktorów jądrowych, pokrywając ok. 10% zapotrzebowania na energię elektryczną. Najwięcej (96) reaktorów znajduje się w USA, na kolejnych miejscach są Francja (58) i Chiny (48). Rozwój energetyki jądrowej na całym świecie jest koniecznością i warunkiem pozwalającym na ograniczenie emisji gazów cieplarnianych w świetle obecnego kryzysu klimatycznego. Niestety, trendy nie są optymistyczne, a kraje europejskie wręcz odwracają się od energetyki jądrowej. Sztandarowym przykładem są Niemcy, gdzie zamknięto już większość elektrowni jądrowych, a pozostałe 6 bloków ma zostać wyłączonych do końca 2022 r.
Źródło:
Nowa Energia; 2020, 1; 55-60
1899-0886
Pojawia się w:
Nowa Energia
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Thermodynamic consequences of hydrogen combustion within a containment of pressurized water reactor
Autorzy:
Bury, T.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/240634.pdf
Data publikacji:
2011
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
powstrzymywanie
reaktor jądrowy
spalanie
wodór
combustion
containment
hydrogen
LOCA
nuclear reactor
Opis:
Gaseous hydrogen may be generated in a nuclear reactor system as an effect of the core overheating. This creates a risk of its uncontrolled combustion which may have a destructive consequences, as it could be observed during the Fukushima nuclear power plant accident. Favorable conditions for hydrogen production occur during heavy loss-of-coolant accidents. The author used an own computer code, called HEPCAL, of the lumped parameter type to realize a set of simulations of a large scale loss-of-coolant accidents scenarios within containment of second generation pressurized water reactor. Some simulations resulted in high pressure peaks, seemed to be irrational. A more detailed analysis and comparison with Three Mile Island and Fukushima accidents consequences allowed for withdrawing interesting conclusions.
Źródło:
Archives of Thermodynamics; 2011, 32, 4; 67-79
1231-0956
2083-6023
Pojawia się w:
Archives of Thermodynamics
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Analiza modelu ułamkowego rzędu procesów szybkich reaktora jądrowego
Fractional model of fast processes in nuclear reactor analysis
Autorzy:
Nowak, T. K.
Duzinkiewicz, K.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/407877.pdf
Data publikacji:
2014
Wydawca:
Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
Tematy:
rachunek ułamkowy
reaktor jądrowy
równania różniczkowe
fractional calculus
fission reactors
differential equations
Opis:
W artykule przedstawiono wyniki badań dotyczące rozwiązań numerycznych punktowego modelu ułamkowego rzędu kinetyki neutronów oraz wymiany ciepła w reaktorze jądrowym. Zbudowano model ułamkowego rzędu z sześcioma grupami neutronów opóźnionych wraz równaniami wymiany ciepła. Model matematyczny został zaimplementowany w środowisku Matlab i zbadany symulacyjnie dla skoków reaktywności. Przeprowadzono analizę wpływu wybranych parametrów modelu na uzyskiwane rozwiązania.
The paper presents the results concerning numerical solutions of the fractional point kinetics and heat exchange model for nuclear reactor. The fractional neutron point kinetics model with six groups of delayed neutron precursors was developed and numerical solutions were proposed. Mathematical model has been implemented in the Matlab environment and tested using typical step input change. The analysis of the impact of chosen parameters was conducted.
Źródło:
Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2014, 1; 44-47
2083-0157
2391-6761
Pojawia się w:
Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
BRAZIL´S NUCLEAR POLICY AND ITS RISE ON INTERNATIONAL STAGE
POLITYKA NUKLEARNA BRAZYLI I JEJ ZNACZENIE NA ARENIE MIĘDZYNARODOWEJ
Autorzy:
Šubrtová, Natália
Terem, Peter
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/550526.pdf
Data publikacji:
2018
Wydawca:
Wyższa Szkoła Biznesu i Przedsiębiorczości w Ostrowcu Świętokrzyskim
Tematy:
nuclear program
nuclear energy
nuclear reactor
non-proliferation
program jądrowy
energia jądrowa
reaktor jądrowy
nieproliferacja
Opis:
From global point of view, there is certainly no shortage of academic contributions, professional scientific analyses or journalistic articles focused on Brazil and its nuclear program. However, such an assertion cannot be used when discussing Central European knowledge of Brazil’s nuclear program and security ambitions. Considered all above, this article aims to bring closer the current South-American leader to readers in our region and briefly introduce them to its nuclear program, influence it has on forming Brazil’s foreign security policy and projection of the country internationally.
Z globalnego punktu widzenia z pewnością nie brakuje prac naukowych, profe-sjonalnych analiz naukowych czy artykułów dziennikarskich poświęconych Brazylii i jej programowi jądrowemu. Twierdzenia takiego nie można jednak wykorzystać przy omawianiu środkowoeuropejskiej wiedzy o programie nuklearnym Brazylii i ambicjach w zakresie bezpieczeństwa. Rozważając powyższe, niniejszy artykuł ma na celu przybliżenie aktualnego przywódcy Ameryki Południowej dla czytelników w naszym regionie i krótko przedstawić je programowi jądrowemu, wpłynąć na kształtowanie zagranicznej polityki bezpieczeństwa. Brazylii i projekcję kraju na arenie międzynarodowej.
Źródło:
Acta Scientifica Academiae Ostroviensis. Sectio A, Nauki Humanistyczne, Społeczne i Techniczne; 2018, 12(2)/2018; 224-243
2300-1739
Pojawia się w:
Acta Scientifica Academiae Ostroviensis. Sectio A, Nauki Humanistyczne, Społeczne i Techniczne
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Energia jądrowa i jej pokojowe wykorzystanie
Nuclear energy and its peaceful use
Autorzy:
Jóźwik, R.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/236271.pdf
Data publikacji:
2017
Wydawca:
Wojskowy Instytut Techniczny Uzbrojenia
Tematy:
energia jądrowa
reakcja łańcuchowa
reaktor jądrowy
nuclear energy
chain reaction
nuclear reactor
Opis:
Artykuł przedstawia mechanizm powstawania energii jądrowej, typy reaktorów, które obecnie są, lub mogą być budowane i wykorzystywane dla celów pokojowych oraz historię energetyki jądrowej w Polsce.
The paper presents mechanism of nuclear energy production, types of reactors, which are and could be developed and used for peaceful purposes, and foundation of nuclear energy in Poland.
Źródło:
Problemy Techniki Uzbrojenia; 2017, 46, 142; 103-119
1230-3801
Pojawia się w:
Problemy Techniki Uzbrojenia
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:
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
Tytuł:
A model of hydrogen passive autocatalytic recombiner and its validation via CFD simulations
Autorzy:
Orszulik, M.
Fic, A.
Bury, T.
Składzień, J.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/240045.pdf
Data publikacji:
2013
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
nuclear reactor
containment
hydrogen
numerical modeling
CFD
reaktor jądrowy
powstrzymywanie
wodór
modelowanie numeryczne
Opis:
Passive autocatalytic recombiners (PAR) is the only used method for hydrogen removal from the containment buildings in modern nuclear reactors. Numerical models of such devices, based on the CFD approach, are the subject of this paper. The models may be coupled with two types of computer codes: the lumped parameter codes, and the computational fluid dynamics codes. This work deals with 2D numerical model of PAR and its validation. Gaseous hydrogen may be generated in water nuclear reactor systems in a course of a severe accident with core overheating. Therefore, a risk of its uncontrolled combustion appears which may be destructive to the containment structure.
Źródło:
Archives of Thermodynamics; 2013, 34, 4; 257-266
1231-0956
2083-6023
Pojawia się w:
Archives of Thermodynamics
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:
Wybrane zagadnienia energetyki jądrowej
Some aspects of nuclear power
Autorzy:
Cieślakowski, S.
Rudzki, P.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/312938.pdf
Data publikacji:
2016
Wydawca:
Instytut Naukowo-Wydawniczy "SPATIUM"
Tematy:
energetyka jądrowa
reaktor jądrowy małej mocy
reaktor jądrowy średniej mocy
polityka energetyczna Polski
odnawialne źródła energii
nuclear power
nuclear reactors
safety of nuclear reactors
Polish energy policy
renewable energy sources
SMR
Opis:
W ostatnich latach obserwuje się wznowienie zainteresowania rozwojem i zastosowaniem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy. Badania w tym zakresie prowadzą min. Japonia, Rosja, Stany Zjednoczone, Indie, Chiny, Argentyna, Korea Południowa. W pracy zaprezentowano kierunki polskiej polityki energetycznej na tle Odnowionej Strategii Lizbońskiej o Odnowionej Strategii Zrównoważonego Rozwoju UE. Omówiono plany wykorzystania odnawialnych źródeł energii. Przeanalizowano rozwój energetyki jądrowej na świecie z uwzględnieniem kryteriów określających poziom skali INES. Oceniono zalety i bariery rozwoju reaktorów SMR.
In recent years there has been renewed interest in the development and application of nuclear reactors of small and medium power. Research in this area leads min. Japan, Russia, the United States, India, China, Argentina, South Korea. The paper presents the directions of the Polish energy policy against the background of the renewed Lisbon Strategy for the renewed EU Sustainable Development Strategy. They discussed plans for the use of renewable energy sources. Analyzed the development of nuclear energy in the world of the criteria determining the level INES scale. Rated advantages and barriers to the development of SMR reactors.
Źródło:
Autobusy : technika, eksploatacja, systemy transportowe; 2016, 17, 6; 125-129
1509-5878
2450-7725
Pojawia się w:
Autobusy : technika, eksploatacja, systemy transportowe
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Wyświetlanie 1-15 z 31

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