Analiza niezawodności awaryjnego odbioru ciepła powyłączeniowego w reaktorze typu PWR

• Autorzy: Kowal K. , Borysiewicz M.

Identyfikatory

DOI

10.5604/20830157.1166556

Warianty tytułu

EN

Reliability analysis of emergency decay heat removal in PWR reactor

• Języki publikacji: PL RU

Abstrakty

PL

Celem niniejszej pracy było określenie prawdopodobieństwa awarii pomocniczego systemu wody zasilającej reaktora typu PWR firmy Westinghouse. Obiektem referencyjnym, dla którego wykonano analizę była Elektrownia Jądrowa Surry (USA). Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metod Monte Carlo.

EN

The aim of this work was to assess the failure probability of the Westinghouse PWR auxiliary feedwater system (AFWS). The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes AFWS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.

Słowa kluczowe

PL

pomocniczy system wody zasilającej; probabilistyczne analizy bezpieczeństwa; analiza drzewa uszkodzeń; SAPHIRE; symulacje Monte Carlo

EN

Auxiliary Feedwater System (AFWS); Probabilistic Safety Assessment (PSA); Fault Tree Analysis (FTA); SAPHIRE; Monte Carlo simulation

• Wydawca: Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
• Czasopismo: Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
• Rocznik: 2015
• Tom: nr 3
• Strony: 59--64
• Opis fizyczny: Bibliogr. 5 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Kowal K.

• Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ), Zakład Energetyki Jądrowej

autor

Borysiewicz M.

• Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ), Zakład Energetyki Jądrowej

Bibliografia

• [1] Borysiewicz M.: Wykorzystanie probabilistycznych analiz bezpieczeństwa (PSA) w tworzeniu wymogów bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych. Raport NCBJ, Warszawa 2010.
• [2] Borysiewicz M., Bronowska K., Kopka P., Kowal K., Kwiatkowski T., Prusiński A.M., Prusiński P.A., Siess G.: The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA. Nukleonika 2/2013, 307.
• [3] Borysiewicz M. et. al.: Analiza niezawodności wybranych systemów bezpieczeństwa reaktora PWR przy użyciu programu SAPHIRE. Raport wewn. PAA, Warszawa 2013.
• [4] U.S. Nuclear Regulatory Commission: Reactor Safety Study – An assessment of accident risks in U.S. nuclear power plants. U.S. NRC, Washington 1975.
• [5] U.S. Nuclear Regulatory Commission: Nuclear Power for Electrical Generation. U.S. NRC, Washington 2012.