PL
 |
EN
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników

Znaleziono wyników: 7

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  AP1000
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available Elektrownia jądrowa im. Alvina W. Vogtle’a – największa w USA
Nowicki Jacek
Postępy Techniki Jądrowej
|
2023
|
z. 4
34--38
PL
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.
EN
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.
2
Content available Jakie reaktory dla Kanady: CANDU, SMR?
Kulczyński Dariusz Witold
Postępy Techniki Jądrowej
|
2022
|
z. 3
17--22
PL
Przy spełnieniu pewnych warunków, energetyka jądrowa jest bezpieczniejsza od innych gałęzi przemysłu. Nadzieje związane z bezpieczeństwem i kosztem eksploatacji SMR-ów będą weryfikowane w kolejnych latach, gdy zostanie wybudowana flota małych, modularnych reaktorów. Muszą one następnie przepracować dostateczną ilość godzin w celu uzyskania rzetelnych danych statystycznych na temat ich niezawodności i bezpieczeństwa. W artykule omówiono posunięcia rządów prowincji Ontario i rządu federalnego mające negatywny wpływ na rozwój kanadyjskiej energetyki. Na podstawie kanadyjskiego systemu jądrowego CANDU autor tłumaczy zasadę wielopoziomowego bezpieczeństwa jądrowego.
EN
Under certain conditions nuclear power is safer than other branches of industry. Safety and operating costs of SMR’s will need to be verified by statistics after adequate fleet of Small Modular Reactors has been built and operated for sufficient number of hours. Some decisions of provincial and federal governments, detrimental to Canadian power industry have been presented. The author explains how Canadian nuclear system CANDU implements the principle of “defense in depth”.
3
Content available Obliczenia neutronowe reaktora AP1000
Suchcicki Szymon
Postępy Techniki Jądrowej
|
2021
|
z. 4
2--6
PL
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.
EN
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.
4
Content available Jak zrealizować Program Polskiej Energetyki Jądrowej (PPEJ)
Kulczyński Dariusz Witold
Postępy Techniki Jądrowej
|
2021
|
z. 4
7--14
PL
W artykule porównano wersje 2020 i 2014 Programu Polskiej Energetyki Jądrowej i przedstawiono krótką charakterystykę reaktora AP1000. Podano źródła informacji, które mogą być pomocne przy ocenie generalnego wykonawcy, poddostawców i przy formułowaniu kontraktu. Wyliczono potencjalne zagrożenia w okresie budowy, rozruchu i eksploatacji elektrowni jądrowej ilustrując je przykładami opartymi na doświadczeniach autora. Podkreślono znaczenie przejrzystości harmonogramów (PERT). Omówiono cechy dobrze zorganizowanej dokumentacji i szkolenia oraz przedstawiono przykłady właściwie i niewłaściwie realizowanych przedsięwzięć. Podkreślono znaczenie stabilności struktur organizacyjnych. Zasugerowano zorganizowane przekazywanie wiedzy opartej na doświadczeniu zawodowym przez starsze pokolenia polskich specjalistów.
EN
The article briefly discusses the differences between the Polish Nuclear Power Programme update of 2020 and its 2014 version. A short characteristic of the AP1000 reactor was provided. Sources of information helpful in the assessment of the main contractor and subcontractors were listed. The importance of precision in contract language was stressed. Potential threats to the successful implementation of nuclear power were enumerated and illustrated by the author’s own experience. The importance of easily readable work plans (PERT) was stressed. The author discussed some features of well-organized documentation and training. Examples of well-run and poorly run projects were offered. Warning against unnecessary reorganization of nuclear business was presented. The orderly transfer of knowledge of the Baby Boomer generation of Polish ex-pats employed in the nuclear industry was suggested.
5
Content available Modelowanie pracy reaktora wodno-ciśnieniowego podczas pierwszej kampanii paliwowej
Sierchuła J.
Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering
|
2018
|
No. 94
51--61
PL
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.
EN
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.
6
Content available Charakterystyka wybranych typów elektrowni jądrowych generacji III/III+
Klisińska M., Koszuk Ł.
Postępy Techniki Jądrowej
|
2018
|
z. 3
38--41
PL
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.
EN
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.
7
Content available Simulations of the AP1000-based reactor core with SERPENT computer code
Darnowski P., Ignaczak P., Orębski P., Stępień M., Niewiński G.
Archive of Mechanical Engineering
|
2018
|
Vol. LXV, nr 3
295--325
EN
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.
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.