Ograniczanie wyników
Czasopisma help
Autorzy help
Lata help
Preferencje help
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników

Znaleziono wyników: 38

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  nuclear power plants
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
1
PL
Artykuł przedstawia przegląd dokonań w energetyce jądrowej na świecie w 2020 r. z rozdziałem zawierającym informacje, co wydarzyło się w Polsce. Liczba reaktorów na świecie zmalała do 442 bloków, przy czym włączono 5 nowych bloków i wyłączono 6 starych bloków. Ogólna ich moc zainstalowana nieznacznie wzrosła do 392,5 GWe. Prowadzone są prace przy budowie 50 bloków jądrowych w krajach posiadających energetykę jądrową. W Polsce prace ruszyły do przodu poprzez przyjęcie przez rząd aktualizacji Programu Polskiej Energetyki Jądrowej (PPEJ) i przygotowanie do podpisania porozumienia o współpracy z USA przy budowie pierwszej elektrowni jądrowej. Planowo realizowany jest projekt Gospostrateg-HTR dotyczący wysokotemperaturowego reaktora chłodzonego gazem (HTGR). Zgodne z harmonogramem przebiegała praca reaktora badawczego MARIA w Świerku. Spółka Synthos Green Energy działała na rzecz budowy małego reaktora modułowego BWRX-300 poprzez przygotowanie wspólnie z amerykańskim koncernem Exelon Generation studium wykonalności i rozpoczęciem dialogu regulacyjnego z Państwową Agencją Atomistyki–PAA.
EN
The article presents an overview of achievements in nuclear energy in the world in 2020, with a chapter indicating what happened in Poland. The number of reactors in the world has decreased to 442 units, with 5 new units being added and 6 old units shut down. Their overall installed capacity slightly increased to 392.5 GWe. Work is underway on the construction of 50 nuclear units in countries with nuclear energy. In Poland, work has been moved forward by the government's adoption of the update of the Polish Nuclear Power Program (PPEJ) and preparation for the signing of a cooperation agreement with the US in the construction of the first nuclear power plant in Poland. The Gospostrateg-HTR project for a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) is underway. The work of the MARIA research reactor in Swierk was according to the schedule. The company Synthos Green Energy acted to build a small modular reactor BWRX-300 by preparing a feasibility study together with the American concern Exelon Generation and starting a regulatory dialogue with PAA.
EN
The article presents results of efficiency calculations for two 560 MW nuclear cycles with high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). An assumption was made that systems of this type can be used in so-called marine nuclear power plants. The first analysed system is the nuclear steam power plant. For the steam cycle, the efficiency calculations were performed with the code DIAGAR, which is dedicated for analysing this type of systems. The other system is the power plant with gas turbine, in which the combustion chamber has been replaced with the HTGR. For this system, a number of calculations were also performed to assess its efficiency. Moreover, the article names factors in favour of floating nuclear power plants with HTGRs, which, due to passive safety systems, are exposed to much smaller risk of breakdown than other types of reactors which were in common use in the past. Along with safety aspects, it is also economic and social aspect which make the use of this type of systems advisable.
3
Content available Maintenance related events in nuclear power stations
EN
This paper presents the essential results of a study performed by the European Clearinghouse on Operational Experience Feedback, in cooperation with IRSN and GRS, aiming to analyse events where their direct or root cause was an inappropriate maintenance at nuclear power stations. The databases of IRSN, GRS, U.S. NRC and IAEA IRS were screened to select relevant events related to maintenance that took place in the period 2002-2013. The examination of the selected events resulted in their classification into nine categories or groups with sub-division in families and, if necessary, sub-families. In total 921 events were analysed. One of the event classifications performed was according to the type of maintenance (periodic, predictive, planned and corrective). The operational experience data analysis indicated that 47% of the events reported were related to periodic maintenance. The main affected components were „valves”, followed by „electric power components”. The main root causes observed are „maintenance performed incorrectly” (e.g., improper use of tools, breach of authorization, lapse, etc.), „deficiencies in written procedures or documents” and „deficiencies in management or organization”. Regarding the impact on safety, the dominant family is „potential effects on safety function” (57%), followed by „significant effect on operation” (20%). Based on a detailed analysis of selected events, recommendations were developed and some of them are presented in this paper. This study highlights that the continuous analysis of maintenance related events and the efficient utilization of operational experience provide important insights for improving the quality of maintenance and for preventing the occurrence of unusual events and thus helps to enhance nuclear safety.
PL
W niniejszej pracy przedstawiono najważniejsze wyniki badania dotyczącego informacji zwrotnych na temat doświadczeń z eksploatacji urządzeń przeprowadzonego przez European Clearinghouse we współpracy z IRSN oraz GRS. Badanie miało na celu analizę zdarzeń, których bezpośrednią lub zasadniczą przyczyną była nieodpowiednia eksploatacja urządzeń w elektrowni jądrowej. W badaniu, przeszukiwano bazy danych których operatorami są IRSN, GRS, U.S. NRC oraz IAEA IRS w celu wyłonienia istotnych zdarzeń eksploatacyjnych z lat 2002-2013. Analiza wybranych zdarzeń pozwoliła na sklasyfikowanie ich według dziewięciu kategorii lub grup, które z kolei podzielono na rodziny i, jeśli zachodziła taka potrzeba, także na pod-rodziny. W sumie przeanalizowano 921 zdarzeń. Jedna z klasyfikacji zdarzeń została oparta na kryterium rodzaju utrzymania ruchu (okresowe, predykcyjne, planowe oraz korekcyjne). Analiza danych dotyczących doświadczeń operacyjnych wykazała, że 47% zgłaszanych zdarzeń było związanych z konserwacją okresową. Głównymi elementami, których dotyczyły badane zdarzenia były "zawory", a w drugiej kolejności "części elektryczne" Najważniejszymi zasadniczymi przyczynami zdarzeń były "nieprawidłowo wykonana konserwacja" (np. nieprawidłowe użycie narzędzi, naruszenie autoryzacji, pomyłka, itd), "niedoskonałe procedury pisemne lub niedoskonała dokumentacja" oraz "niedociągnięcia w zarządzaniu lub organizacji". W odniesieniu do wpływu na bezpieczeństwo, dominującą rodzinę zdarzeń stanowiło "potencjalne oddziaływanie na funkcję bezpieczeństwa" (57%), a w drugiej kolejności "znaczący wpływ na pracę" (20%) W oparciu o szczegółową analizę wybranych zdarzeń, opracowano rekomendacje, z których część przedstawiono w niniejszym artykule. Omawiane badanie zwraca uwagę na fakt, iż ciągła analiza zdarzeń eksploatacyjnych oraz skuteczne wykorzystanie doświadczeń z eksploatacji dostarczają istotnej wiedzy na temat możliwości doskonalenia jakości utrzymania ruchu oraz zapobiegania występowaniu zdarzeń, pomagając w ten sposób zwiększyć bezpieczeństwo produkcji energii jądrowej.
4
Content available remote Hazard assessment in case of external flooding
EN
Risks relating to external hazards, either natural or man-made, have to be taken into consideration in the design of nuclear and other industrial facilities. These risks have to be studied to guarantee the availability and efficiency of safety functions which, e.g. in the case of power reactors, enable a safe shutdown, maintain the reactor in a safe shutdown state, ensure the residual heat removal and the containment of radioactive products. With a view to design protection against risks related to external hazards, these hazards have to be assessed in an appropriate manner. The methods used can be either deterministic or probabilistic. In both cases, the method strongly relies on observations (e.g. flood records) that are processed to define a maximum event for the respective facility design. Moreover, the validity of these records over a certain time frame like 100 years has to be checked. Coping with external hazards such as flooding in the future requires an in-depth assessment taking into account new data, further developed methodologies and criteria. Some of these ideas, developments and applications are provided.
EN
Small Modular Reactors (SMR) are probably one of the solutions to world’s nuclear energy problems. They could be cheaper than classical Nuclear Power Plants (NPP) and they could provide diversification of power production. High Temperature Reactors (HTR) are of interest for big companies with huge energy consumption as a fairly inexpensive and relatively independent source of power. According to the designers, in the future it will be possible to place one of the SMRs inside a factory or very close to the city. Before it happens it is necessary to conduct a lot of analysis which can prove that this concept is safe. The aim of this paper is to describe one possible way to assess safety features by using one of the best computer codes for severe accident analysis, MELCOR. The authors try to assess if existing computer codes give us a tool to create proper model of HTR and simulate its failure. The next question is what are the advantages and disadvantages that characterize Small Modular Reactors.
PL
Małe reaktory modułowe mogą być przyszłością w produkcji energii. Mogą rozwiązać wiele problemów związanych zarówno ze zwiększeniem wymagań społecznych co do konsumpcji energii jak i dywersyfikacji dostaw w miejsca trudno dostępne i dla przemysłu. Ze strony przemysłu, potencjalnych użytkowników reaktorów HTR określenie warunków lokalizacji reaktora jest jednym z najistotniejszych zagadnień. Po pierwsze reaktor aby był użyteczny musi być w bezpośrednim sąsiedztwie instalacji przemysłowych, po drugie nie może stwarzać zagrożeń dla nich, ani te instalacje nie mogą zmniejszać bezpieczeństwa samego reaktora. Dlatego też celem niniejszego opracowania jest zbadanie użyteczności kodu MELCOR powszechnie wykorzystywanego w energetyce jądrowej do określenia globalnych warunków bezpieczeństwa. Służy on do analiz awarii ciężkich w reaktorach jądrowych. Ze względu iż jest on ciągle rozwijany pozwala również na modelowanie niekonwencjonalnych lub mało popularnych reaktorów jądrowych. HTR to przykład takiego właśnie nowatorskiego podejścia do energetyki jądrowej. MELCOR dzięki ciągłemu rozwojowi zarówno istniejących już modeli, jak i poszerzania jego możliwości pozwala również na analizę takiego właśnie pryzmatycznego, wysokotemperaturowego reaktora, chłodzonego helem.
EN
The aim of this article is to identify and discuss some issues of the safety systems’ design for nuclear power plants equipped with the light water reactors using a defence in depth (D-in-D) conception. Because the functional safety solutions play nowadays an important role for the risk control, the basic requirements for the instrumentation and control systems are specified with regard to relevant international standards. For the design purposes the safety functions are categorized into three categories. The I&C systems implementing these functions are assigned to one of three classes that conform to defined design, manufacturing and qualification requirements. These systems are designed to implement functions of relevant categories. Additional design requirements are discussed, including hardware and software aspects, to achieve and maintain the required reliability commensurate with the importance of the safety functions to be performed to reduce risk.
PL
Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce spowodowały kolejną falę zainteresowania występowaniem rud uranu w Polsce. Obecnie uran nie jest traktowany jako surowiec strategiczny i Polska potencjalnie może go pozyskać na zasadach rynkowych. Stąd też niniejsza analiza geologiczno-gospodarcza wystąpień uranu w Polsce nawiązuje ściśle do aktualnych światowych trendów w geologii i gospodarce uranem. Postępujący rozwój technologii odzysku uranu i nacisk na efektywność ekonomiczną przedsięwzięć górniczo-przeróbczych spowodowały, że zainteresowanie budzą przede wszystkim złoża występujące na powierzchni terenu lub na bardzo małych głębokościach (złoża kalkretowe, w granitach/alaskitach i typu metasomatycznego) nadające się do taniej eksploatacji metodą odkrywkową, złoża typu piaskowcowego nadające się do eksploatacji metodą podziemnego ługowania, występujące do głębokości 500 m, oraz bardzo bogate złoża związane z niezgodnościami proterozoicznymi lub polimetaliczne złoża w brekcjach hematytowych. Dotychczas największymi producentami uranu były Kanada i Australia, ale od 2008 r. największym producentem został Kazachstan, dynamicznie rozwijający produkcję żółtego keku ze złóż w piaskowcach metodą ługowania in situ. Także państwa afrykańskie, przede wszystkim Namibia i Niger, oraz Rosja i Uzbekistan należą do poważnych producentów światowych. Natomiast kraje Europy środkowo-zachodniej, będące w przeszłości ważnymi dostawcami uranu (Francja, b. Czechosłowacja, b. NRD) praktycznie zaprzestały wydobycia na swoim terenie, co było spowodowane wyczerpaniem się zasobów złóż z jednej strony i restrykcyjnymi względami środowiskowymi z drugiej. Wystąpienia uranu w Polsce znane są z dolnoordowickich łupków dictyonemowych obniżenia podlaskiego (typ łupków czarnych) i triasowych piaskowców syneklizy perybałtyckiej (złoża typu piaskowcowego). Głębokość występowania, niskie zawartości (łupki ordowiku), bardzo duża zmienność okruszcowania (piaskowce triasu) powodują, że nie mają one złożowego znaczenia i mogą być klasyfikowane co najwyżej jako wystąpienia rud U o niewielkich zasobach o charakterze prognostycznym lub perspektywicznym, występujące w trudnych warunkach geologiczno-górniczych oraz środowiskowo-krajobrazowych.
EN
The latest plans to develop a nuclear energy industry in Poland led to revival of interest in domestic uranium reserves. However, in the meantime uranium lost its status of a strategic raw material which opened possibilities to import that commodity. This makes it necessary to conduct geological-economic analysis of Polish uranium deposits in close reference to current world trends in development and management of uranium resources. The recent developments in technology ot uranium production and market requirements for economic efficiency of mining operations and processing focus on deposits occurring at the surface or shallow depths (calcrete deposits, those related to granites/alaskites or of the metasomatic type) suitable for inexpensive open-pit mining, deposits of the sandstones type at depths not greater than 500 m and suitable for mining by underground leaching, and very rich deposits related to Proterozoic unconformities or hematite breccias. Canada and Australia had been the main uranium producers until 2008 when the first place has been taken over by Kazakhstan thanks to dynamic growth of its production of yellow cake from sandstone uranium deposits mined by in situ leaching. The other leading producers include Namibia, Niger and some other African countries, as well as Russia and Uzbekistan. In turn, several important suppliers from the past (as e.g. France, former Czechoslovakia or former East Germany) have practically ceased out the production due to exhaustion of economic resources and/or environmental restrictions. In Poland uranium mineralization has been found in Lower Ordovician Dictyonema Shale in the Podlasie Depression (deposit of the black shale type) and Triassic Sandstones in the Peribaltic Syneclise (deposit of the sandstone type). The depth of burial combined with low concentrations of uranium (Ordovician Shale) and very high variability in mineralization (Triassic sandstones) make these deposits uneconomic and classifiable as uranium ore occurrences with limited resources and of prognostic or perspective importance, additionally limited by geological-mining conditions and environmental restrictions.
8
Content available remote Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?
PL
Przedstawiono podstawowe informacje na temat wypalonego paliwa i jego specyficznych właściwości oraz omówiono możliwe sposoby postępowania z nim po wyładowaniu z reaktora w świetle tego, co w tej kwestii robi się na świecie. Zwrócono uwagę na znaczenie wypalonego paliwa jako źródła materiałów jądrowych, które po jego przerobie będą nadawały się do ponownego wykorzystania w reaktorach lekko wodnych lub w późniejszym okresie - w reaktorach na neutronach prędkich.
EN
Presented are basic informations concerning spent fuel and its specific properties as well as discussed are possible methods of its treatment, after unloading from the reactor, in the light of what is being done in this matter in the world. Attention is paid to the importance of spent fuel as the source of nuclear materials which, after processing, will be suitable for reuse in light water reactors or, at a later time, in fast reactors.
9
Content available remote Hipotezy ochrony radiologicznej
PL
Niemal dwa lata po awarii w elektrowni jądrowej Fukushima Daiichi wszyscy zastanawiają się nad konsekwencjami budowania elektrowni jądrowych. Wśród społeczeństwa popularne jest przekonanie, że każda dawka promieniowania jest szkodliwa dla zdrowia. Dodatkowo opinia ta podsycana jest przez każdy wypadek radiacyjny, m.in.: awarię w elektrowni Three Mile Island w 1979 roku czy Czarnobylu w 1986 roku. Jest to jednak tylko jedna z hipotez. Na pytanie, która z nich jest prawdziwa, nie ma jednoznacznej odpowiedzi, a zdania naukowców są podzielone. Istnieje wiele publikacji naukowych potwierdzających różne hipotezy, co w konsekwencji wprowadza jedynie coraz więcej wątpliwości, szczególnie wśród osób mających kontakt z promieniowaniem jonizującym podczas rutynowych badań diagnostycznych i pracy zawodowej.
PL
W artykule omówiono podstawowe czynniki, które mają wpływ na opłacalność elektrowni jądrowej. Jej efektywność ekonomiczną badano za pomocą wskaźników w postaci zaktualizowanej wartości netto inwestycji (NPV) i uśrednionego jednostkowego kosztu energii elektrycznej (LCOE). Obliczono także jednostkowy koszt wytwarzania energii elektrycznej w trakcie spłaty zobowiązań kredytowych (COE1) i po okresie spłaty (COE2). Przeprowadzono analizę zmian NPV w zależności od ceny energii elektrycznej. Obliczenia sporządzono dla trzech różnych wartości wskaźnika jednostkowych nakładów inwestycyjnych, trzech wartości oprocentowania kapitału oraz dwóch wartości stopnia wyzyskania mocy zainstalowanej (capacity factor). Do analizy wybrano elektrownię jądrową z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi (PWR) o łącznej mocy zainstalowanej elektrycznej równej 3200 MW. Na potrzeby analizy opracowano metodykę kalkulacji kosztów, przystosowaną do obliczeń dla elektrowni jądrowej, dotychczas stosowanej w gospodarce elektroenergetycznej.
EN
In this paper, major factors having an impact on economic viability of nuclear power plant (NPP) were discussed. Economic viability of NPP is expressed in terms of net present value (NPV), and levelised cost of generated electricity (LCOGE). In addition, the cost of electricity (COE) were calculated for the period of bank loan payment (COE1) and after that period (COE2). NPV was calculated as a function of electricity price. The calculations were performed for the combinations of three values of specific overnight investment cost, three values of discount rate and two values of capacity factor. Nuclear power plant chosen for the purpose of this analysis has 3,200 MWe installed capacity and is based on Pressurized Water Reactor (PWR) technology. The methodology of cost calculations is based on classical economic analysis approach and was adapted to nuclear power needs.
11
Content available remote Wykorzystanie biogazu w energetyce zawodowej w korelacji z energetyką jądrową
PL
Synergia jądrowo – biogazowa jest propozycją działań dla energetyki, z uwzględnieniem specyfiki polskich warunków, gospodarczych, ekonomicznych i technicznych. W artykule podjęta została próba innowacyjnego spojrzenia na możliwości połączenia, dwóch różnych sposobów wytwarzania energii elektrycznej. Z pozoru nie mające cech wspólnych dziedziny, takie jak elektrownie jądrowe oraz systemy przetwarzania biomasy z pozyskiwaniem biogazu, mogą po głębszych i bardziej zaawansowanych analizach, okazać się jednym z atrakcyjnych kierunków rozwoju polskiego systemu elektroenergetycznego. Opisana została krótko specyfika pozyskiwania biogazu, oraz scharakteryzowano pokrótce założenia funkcjonowania elektrowni jądrowych. Następnie pokazane zostały możliwości oraz zalety wynikające z połączenia tych dwóch systemów w jednym miejscu i czasie, zarówno pod kątem efektywności energetycznej, jak i regulacji Unii Europejskiej dotyczących emisji dwutlenku węgla. Jak również, zarysowana została koncepcja funkcjonowania nowatorskiej elektrowni bazującej na połączeniu energii nuklearnej z wykorzystaniem biometanu.
EN
Proposed nuclear – biogas (biomass) synergy is an option, for power industry, which include technical, economical issues in polish energy industry. Considering the innovative view on possibility to combine two different energy systems. Outwardly such unlike two systems, like nuclear power plants, and biogas installation, can be attractive alternative for the development of the Polish power industry. In article was described, the methodology of biogas producing, basis for the functioning of nuclear power plants. Author shows advantages of nuclear – biogas synergy, both for power efficiency and carbon dioxide reduction method. Finally was described a few necessary aspects of functioning this new synergy system.
12
Content available remote Risk and consequences of transformer explosions and fires in nuclear power plants
EN
The high failure frequency and the resultant reliability and safety implications in recent years of transformers, in particular at nuclear power plants (NPP), required an in-depth assessment. Fires of main transformers are considered as critical because of the large quantity of oil in contact with high voltage elements. Therefore, these phenomena have been investigated in more detail using the information from the OECD FIRE database for NPP. 12.8 % of all fires and, thus, the most frequent fire source in this database are transformer fires, mainly fires of high voltage oil-filled transformers. Thus, possible diagnostic measures to avoid such events and enhance the reliability currently discussed in Germany are shortly described. Moreover, consequences of transformer failures with respect to a reliable electric power supply are addressed.
PL
Wysoka częstotliwość awarii transformatorów, w szczególności w elektrowniach jądrowych (NPP) w oraz wynikające z tego następstwa dla bezpieczeństwa, wymagają dogłębnej oceny. Pożary głównych transformatorów są uważane za awarie krytyczne, gdyż duża ilość oleju ma kontakt w elementami pod wysokim napięciem. Z tego powodu te zjawiska zostały przebadane bardziej szczegółowo z wykorzystaniem informacji z bazy danych ODCE FIRE stworzonej na potrzeby elektrowni jądrowych. Ta baza danych podaje, że przyczyną 12,8% wszystkich pożarów, czyli najczęstszym źródłem ognia, było zapalenie się transformatorów, głównie wysokonapięciowych transformatorów wypełnionych olejem. Z tego powodu w artykule pokrótce opisano omawiane obecnie w Niemczech działania diagnostyczne mające na celu uniknięcie takich wypadków i zwiększenie niezawodności urządzeń. Przedstawiono ponadto skutki awarii transformatorów w odniesieniu do niezawodności zasilania w energię elektryczną.
EN
The paper describes an approach to the numerical analysis of response of nuclear power plant buildings including soil-structure interaction effects. A reinforced concrete structure of an NPP reactor building under operating and seismic loadings is considered. The simulated seismic load corresponds to a maximum designed earthquake of magnitude 7 (the peak ground surface acceleration is 0.12 g). The numerical analysis was performed by the finite element method in a 3D nonlinear statement using the FEM-programs ANSYS and LS-DYNA. Review of the numerical analysis results demonstrated that the presented technique can be successfully applied to seismic design of NPP structures.
PL
W artykule opisano sposób analizy numerycznej reakcji (odpowiedzi) budynków elektrowni jądrowej, łącznie ze zjawiskami interakcji pomiędzy gruntem a konstrukcjami. Rozpatrywana jest żelbetowa konstrukcja budynku reaktora elektrowni jądrowej w warunkach roboczych i obciążeń sejsmicznych. Symulowane obciążenie sejsmiczne odpowiada maksymalnej sile trzęsienia ziemi założonej w projekcie, a mianowicie poziomowi 7 (maksymalne szczytowe wartości przyspieszenia gruntu wynoszą 0,12g). Analiza numeryczna została wykonana przy użyciu metody elementów skończonych dla trójwymiarowego modelu nieliniowego z wykorzystaniem programów ANSYS oraz LS-DYNA służących do analizy MES. Przegląd wyników analiz numerycznych wykazał, że zaprezentowana technika może być z powodzeniem stosowania do projektowania konstrukcji elektrowni jądrowych z uwzględnieniem zagrożeń sejsmicznych.
EN
Presented is the characteristics of electric systems currently used in nuclear power plants. Plant auxiliaries are divided into three categories according to required feeding reliability level. Described are basic subsystems of a nuclear power plant electric system. Presented are the commonly used in nuclear power plants solutions of single- and multi-unit power leading out systems as well as of the auxiliaries feeding systems. Shown are structural solutions of electric systems of the currently built or designed nuclear power plants applying reactors of the so-called III+ generation: EPR, ABWR and AP 1000.
PL
Przedstawiono charakterystykę układów elektrycznych w obecnie budowanych elektrowniach jądrowych. Urządzenia potrzeb własnych elektrowni dzieli się na trzy kategorie zależnie od wymaganej niezawodności zasilania energią elektryczną. Opisano podstawowe podukłady układu elektrycznego elektrowni jądrowej. Przedstawiono powszechnie stosowane rozwiązania monoblokowych i wieloblokowych układów wyprowadzenia mocy elektrowni jądrowych oraz układów zasilania potrzeb własnych. Zaprezentowano także rozwiązania strukturalne układów elektrycznych obecnie budowanych lub projektowanych elektrowni jądrowych z reaktorami tzw. generacji III+: EPR, ABWR, AP 1000.
PL
Budowa elektrowni jądrowej w Polsce jest problemem złożonym, który frapuje społeczeństwo od kilkudziesięciu lat. W postępowaniu administracyjnym niezbędnym w celu realizacji inwestycji w zakresie budowy obiektów energetyki jądrowej można dostrzec wiele odmienności w porównaniu z innymi procesami inwestycyjno- budowlanymi. Pozwala to na wysnucie wniosku, że postępowanie w sprawach z zakresu energetyki jądrowej jest procedurą o specyficznym charakterze.
EN
Building of a nuclear power station in Poland is a complex problem which has been holding the society’s interest for tens of years. In administrative proceeding, necessary for realization of power nuclear industry investments, many differences in comparison with other investment and building processes can be seen. It allows us to draw a conclusion that proceeding in nuclear industry cases is a procedure of a specific character.
EN
In introduction the short overview on the actual importance of the Nuclear Power Plants (NPPs) Ageing-Plant Life Extension (PLEX) problem is presented. The proposed forecast for the rest of life span of a pressurized NPP-component based on the calculated Usage Factor Curve can provide less conservative results than the normally used standard usage factor calculations. The main task of the presented Usage Factor Curve approach is the statistical interpretation of the recorded reactor transients and evaluation of load condition of the component resulting from these transients. Such analytical procedure applied during exploitation of NPPs is showing more realistic status of facility and can diagnose existing reserve in lifetime of pressurized NPPcomponents.
PL
Na wstępie krótko przedstawiono aktualne znaczenie problematyki przedłużenia projektowego okresu eksploatacji Elektrowni Jądrowych (EJ). Znormowane ustalenie przewidywanego projektowego okresu eksploatacji EJ, opierające się na obliczaniu tzw. współczynnika zużycia dla ciśnieniowych elementów konstrukcyjnych, może prowadzić do niedoszacowania dozwolonego okresu pracy EJ. Zaproponowana w artykule metodologia Krzywej Współczynnika Zużycia może wykazać lepszą ocenę pozostałego czasu eksploatacji. Zasadniczym elementem przedstawionej procedury ustalania Krzywej Współczynnika Zużycia w czasie eksploatacji EJ jest wykorzystywanie statystycznie zbieranych danych o rzeczywistej historii obciążeń elementów konstrukcyjnych i cząstkowe okresowe obliczanie przebiegu współczynnika zużycia. Zastosowanie takiego analitycznego narzędzia pozwala na diagnozę stanu zużycia i realniejszą prognozę pozostałego dozwolonego czasu eksploatacji elementów konstrukcyjnych EJ.
PL
Stwierdzono, iż promieniowanie jonizujące pochodzące od działającej elektrowni jądrowej jest tak małe, że nie ma możliwości wpłynięcia w jakikolwiek sposób na zdrowie mieszkających w okolicy ludzi.
EN
Ascertained is that ionizing radiation produced by an operating nuclear power plant is so small that it cannot impact in any way on health of the local population.
18
Content available remote Ochrona środowiska i energetyka jądrowa
PL
Przedstawiono problemy ochrony środowiska związane z budową i eksploatacją zakładów przemysłu jądrowego dla zamkniętego i otwartego cyklu paliwowego oraz związane z tym zagadnienia współpracy międzynarodowej.
EN
Presented are environment protection problems caused by building and operation of nuclear industry enterprises with open and closed nuclear fuel cycles and the questions connected with international cooperation.
PL
Budowa elektrowni jądrowych w Polsce stała się faktem. Zgodnie z założeniami programu rozwoju energetyki jądrowej w Polsce, pierwsza elektrownia, z dwóch planowanych, ma rozpocząć pracę w 2021 r. Jednym z problemów, które należy rozwiązać w najbliższym czasie jest wybór odpowiedniej lokalizacji pod jej budowę. Z kilkudziesięciu pierwotnie rozpatrywanych miejsc, obecnie pod uwagę bierze się już tylko cztery, w tym dwa zlokalizowane w województwie pomorskim. W artykule dokonano analizy warunków, które decydują o lokalizacji takich inwestycji. Szczególną uwagę zwrócono na kwestie bezpieczeństwa, a także korzyści jakie tego typu inwestycje stwarzają dla regionu.
EN
Construction of the first nuclear power plants in Poland has become a reality. The plant is scheduled to start operation in 2021. One of the problems to be solved in the near future is to choose an appropriate location for its construction. With several sites under consideration, are taken into consideration only four, including two located in the Pomorskie Province. The article analyzes the conditions which determine the location of such investments. Particular attention was paid to security issues, as well as the benefits of such investments pose to the investment.
PL
Zawarto przegląd ciężkich awarii postulowanych w projekcie elektrowni jądrowej. Pokazano, iż mogą one prowadzić do stopienia paliwa. Należą do nich awarie wywołane zaburzeniami w systemie chłodzenia reaktora i awarie reaktywnościowe, spowodowane wyrzuceniem pręta regulacyjnego z rdzenia wskutek uszkodzenia jego prowadnicy. Opisano środki służące opanowaniu ich skutków w takim stopniu, by w przypadku wystąpienia zdarzenia nie doszło do przekroczenia dopuszczalnych norm ochrony przed promieniowaniem jonizacyjnym. Są to m.in. zbiorniki akumulacyjne budowane pod reaktorami, przeznaczone do magazynowania corium, lub specjalne układy schładzania zapobiegające przetopieniu zbiornika reaktora. Zdefiniowano awarie pozaprojektwe, których w odróżnieniu od projektowych - jako znacznie mniej prawdopodobnych - nie rozpatruje się w raporcie o bezpieczeństwie siłowni.
EN
The paper presents problems concerning postulated severe accidents and engineered salety leatures for their management in a new nuclear power plants. It has been shown that such an accidents can lead to core meltdown. They are caused by cooling system failures or by reactivity accidents initiated by control rod ejection. Described are safety systems to mitigate the consequences of radioactive materiaI release limited by regulated radiation dose allowed. Two concepts to hold corium within the reactor are implemented: in -vessel-cooling system, which could prevent corium from leak outside the reactor and specific melted fuel catcher situated below the reactor pressure vessel. Considered are also beyond design basis accidents, albeit that due to very low propability of occurrence they usually do not take into consideration in Safety Analysis Report for nuclear power plants.
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.