Preferencje help
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników
Znaleziono wyników: 29
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
1
100%
Computer Assisted Methods in Engineering and Science
2013 Vol. 20, no. 3 195--206
EN The work deals with thermal-hydraulic analyses of a pressurized water reactor containment response to accidents caused by a rupture of primary circuit. The in-house system computer code HEPCAL-AD and CFD ANSYS Fluent have been coupled for these simulations. The aim of this work is verification of po[...]
2
100%
Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska
2004 z. 23 63-68
PL Niniejsza praca związana jest z modelowaniem procesów cieplnych i przepływowych zachodzących wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora wodnego ciśnieniowego w czasie awarii rozszczelnieniowej. Analiza tego typu awarii najczęściej jest przeprowadzana na drodze symulacji numerycznych. Wykorzystując opr[...]
EN This work deals with modeling of thermal and flow processes taking place within a containment of a pressurized water reactor during the primary circuit rupture accident. Usually analysis of such accidents this analysis is carried out using computer codes based on mathematical models describing therm[...]
3
100%
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
2002 T. 1, z. 22 169-176
PL Praca dotyczy modelowania matematycznego zjawisk termodynamicznych zachodzących w obudowach bezpieczeństwa wodnych reaktorów jądrowych w czasie awarii polegającej na rozszczelnieniu pierwotnego obiegu chłodzenia rdzenia reaktora. Wykorzystując opracowany wcześniej model matematyczny zjawisk termodyn[...]
EN Influence of the accident localization system construction on the course of the primary circuit rupture accident in WER 440 units The Loss of Coolant Accident (LOCA) is one of the most dangerous accidents that may happen in units with the water nuclear reactors. Double-ended rupture of the main cool[...]
4
100%
Archives of Thermodynamics
EN 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 hydrog[...]
5
100%
Nukleonika
2015 Vol. 60, No. 2 339--345
EN The problem of hydrogen behavior in containment buildings of nuclear reactors belongs to thermal- -hydraulic area. Taking into account the size of systems under consideration and, first of all, safety issues, such type of analyses cannot be done by means of full-scale experiments. Therefore, mathema[...]
6
100%
Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska
2004 z. 23 69-74
PL W pracy zajmowano się symulacją zjawisk zachodzących wewnątrz obudowy bezpieczeństwa wodnego reaktora jądrowego w czasie awarii polegającej na rozszczelnieniu obiegu chłodzenia reaktora i wycieku chłodziwa (Loss of Coolant Accident - LOCA). Wykorzystując komercyjne oprogramowanie z zakresu numeryczn[...]
EN This work deals with modeling of processes taking place within a containment of a pressurized water reactor during an accident caused by the primary circuit pipeline rupture (Loss of Coolant Accident - LOCA) Trial simulations, based on a three dimensional model, have been accomplished using a commer[...]
7
100%
Journal of Power of Technologies
EN Large amounts of gaseous hydrogen may be released into the containment building during a severe accident in a water cooled nuclear reactor. The main methods of hydrogen removal from the containment are described in brief in this paper. HEPCAL - an in-house lumped parameter computer code - was used f[...]
8
63%
Modelowanie Inżynierskie
2009 T. 6, nr 37 233-240
PL W pracy przedstawione zostały wyniki analizy cieplno-przepływowej eksperymentu fizycznego, którego celem było odtworzenie warunków przepływu ciepła w obudowie bezpieczeństwa wodnego ciśnieniowego reaktora jądrowego po rozszczelnieniu pierwotnego obiegu chłodzenia. Do symulacji wykorzystano komercyjn[...]
EN The paper presents results of thermal-hydraulic analysis of a physical experiment aimed in reconstruction of heat transfer conditions within containment of a pressurized water reactor after a rupture of the primary cooling circuit. The commercial CFD package Fluent has been used for simulations of t[...]
9
63%
Spektrum
2007 nr 6 IX-XIX
PL Względy bezpieczeństwa stanowią nadrzędne kryterium warunkujące rozwój techniki reaktorowej. Ocena bezpieczeństwa elektrowni jądrowych jest procesem złożonym i prowadzi się ją zarówno na etapie projektowania jak i eksploatacji obiektu. Opisano filozofię bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. Przedstaw[...]
EN Safety reasons are the primary criterion conditioning reactor engineering development. Evaluation of NPPs safety is a complex process and it is carried through all the time both on object designing and exploitation stages. Described is safety philosophy of NPPs. Presented is water reactor safety sys[...]
10
63%
Zeszyty Naukowe. Inżynieria Środowiska / Politechnika Opolska
PL W referacie, zgodnie z tytułem, przedstawiono główne problemy energetyczne w skali światowej oraz problemy te w odniesieniu do warunków polskich. Uwzględniono przy tym zarówno globalne zużycie wszystkich pierwotnych paliw i pierwotnych form energii, jak też ich wykorzystanie do produkcji energii el[...]
EN In the paper, according to the title, there are presented the basic problems of energy and power engineering sector refereed to the all over the world scale as well as to the Polish conditions. There are taken into consideration the global consumption of all of the primary fuels and the other primar[...]
11
63%
Zeszyty Naukowe. Energetyka / Politechnika Śląska
2001 z. 133 5-20
PL W pracy przedstawiono przebieg reaktorowego cyklu paliwowego, tj. czasową zmienność koncentracji izotopów związanych z produktami rozszczepienia. Podano ogólne równanie bilansu izotopów dla modelu punktowego, jak też - w odniesieniu do neutronów - jednogrupowego. Zaprezentowano dokładne i uproszczon[...]
EN In the paper there are presented the course of nuclear fuel cycle i.e. the changes of concentration of fuel isotopes, other heavy isotopes which came into being from them and selected fission products. The universal balance equation for the point reactor model and also - concerning neutrons - one-gr[...]
12
63%
Systems : journal of transdisciplinary systems science
EN Safety terms play the most significant role during designing process and exploitation of a nuclear power plant. The safety analysis is conducted according to the definition of the design-basis accident. A scenario of such accident Jn case of a pressurized water reactor usually assumes a rupture of t[...]
13
63%
Archiwum Energetyki
PL Praca dotyczy termodynamicznej analizy krzyżowoprądowego, ożebrowanego wymiennika ciepła typu gaz-ciecz. Autorzy weryfikowali hipotezę zakładającą możliwość uzyskania poprawy efektywności działania urządzenia w wyniku zastosowania specjalnej, dostosowanej do warunków przepływu czynników, struktury o[...]
EN The paper deals with numerical thermodynamic analyses of cross-flow finned tube heat exchangers of the gas-liquid type. The authors postulate that some improvement of the heat exchanger performance may be achieved by applying a special ribbing structure - fitted to certain media flow conditions. Fir[...]
14
63%
Ochrona przed Korozją
2017 nr 5 157--161
PL Zwrócono uwagę na zagrożenie zniszczenia betonowych obiektów elektrowni jądrowych wskutek odwapnienia faz zaczynu cementowego. Badania dekalcyfikacji w środowisku jonów chlorkowych prowadzono w warunkach laboratoryjnych.
EN The attention on the risk of destruction of concrete objects in nuclear power plants due to decalcification of hardened cement paste phases. Study on decalcification process in water solution of chloride ions was conducted under laboratory conditions.
15
63%
Journal of Energy Science
EN Assuming that a maldistribution of media flow may have significant meaning for a cross-flow heat exchanger performance it is important to determine the form and scope of this non-uniformity. Experimental investigations of this problem are conducted for over ten years at the Institute of Thermal Tech[...]
16
63%
Archives of Thermodynamics
EN This paper presents the results of thermodynamic analyses of a system using a horizontal ground heat exchanger to cool a residential building in summer and heat it in the autumn-winter period. The main heating device is a vapour compression heat pump with the ground as the lower heat source. The aim[...]
17
63%
Systems : journal of transdisciplinary systems science
PL Awaria rozszczelnieniowa pierwotnego obiegu chłodzenia połączona z wyciekiem chłodziwa jest jedną najpoważniejszych awarii, które mogą się wydarzyć w układach reaktorów jądrowych chłodzonych i moderowanych wodą pod ciśnieniem. Z oczywistych względów przebieg awarii rozszczelnieniowych nie może być b[...]
EN A loss-of-coolant accident (LOCA) is one of the most serious accident which may happen in the nuclear factor cooled and moderated by water under a high pressure. A threat of the core uncover during such accident causes that LOCA became a design basis accident (DBA) and have to be simulated to prove [...]
18
63%
Archiwum Energetyki
2010 nr 1/2 31-50
PL Udział energetyki jądrowej w światowej produkcji energii elektrycznej wynosi obecnie 16-17% Na świecie pracuje prawie 440 energetycznych reaktorów jądrowych, a ponad 60 jest budowanych. Większość z nich to reaktory wodne ciśnieniowe. Aktualnie można zaobserwować dwa trendy w rozwoju systemów bezpiec[...]
EN The nuclear power share in the world's electricity production is about 16-17%. There are almost 440 nuclear reactors operating today and over 60 being constructed in the world. Most of them are pressurized water reactors. Two trends in safety systems development may be observed: an evolutionary appr[...]
19
63%
Archives of Thermodynamics
EN The work deals with modeling of thermal-hydraulic processes taking place within a containment of a pressurized water reactor (PWR) during the Loss-of-Coolant Accident - LOCA. Aim of the work is to compare thermodynamic consequences of the LOCA within containment.s of pressurized water reactors of th[...]
20
63%
Journal of Power of Technologies
2017 Vol. 97, nr 5 429--436
EN Distributions of media streams flowing in a cross-flow tube and fin heat exchanger are usually non-uniform. This could be an effect of the heat exchanger construction, its installation method, design of a flowing channel or all those factors combined. The problem of the non-uniform media flow in hea[...]
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last