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

Znaleziono wyników: 3

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

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available remote Evaluation of current trends in the development of safety systems for nuclear power plants
Bury T., Składzień J.
Archiwum Energetyki
|
2010
|
nr 1/2
31-50
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 approach and a revolutionary approach. The paper deals with the evaluation of these trends based on the results of simulations of loss-of-coolant accidents for two selected designs of the third generation pressurized water reactors: EPR and AP-1000.
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 bezpieczeństwa elektrowni jądrowych: podejście ewolucyjne oraz podejście rewolucyjne. W pracy podjęto próbę oceny tych dwóch trendów w oparciu o wyniki symulacji awarii rozszczelnieniowych dla dwóch wybranych rozwiązań konstrukcyjnych reaktorów wodnych ciśnieniowych trzeciej generacji: reaktora EPR oraz AP-1000.
2
Analyses of loss-of-coolant accidents within containments of advanced pressurized water reactors using coupled system and field codes
Bury T., Składzień J.
Systems : journal of transdisciplinary systems science
|
2008
|
Vol. 13, spec. iss. 1/2
11--18
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 that engineered safety systems are able to manage the potential consequences of such accident. It is obvious that LOCA can not be investigated by means of full-scale physical experiments. Thus the mathematical modeling and numerical simulations are widely used for analyses of LOCA. Two types of computer codes are applied :or these purposes at the moment: a one-dimensional system codes (also referred as the lumped parameter codes) and a three-dimensional field codes (mostly based on CFD). The work presents an initial results of LOCA analyses performed by means of coupling a domestic system code called HEPCAL and a commercial CFD program FLUENT. The simulations have been realized for design data of advanced pressurized water reactors - AP-600 and EPR.
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 badany na drodze eksperymentalnej w pełnej skali. Z tego powodu modelowanie matematyczne i symulacje numeryczne są powszechnie stosowaną metodą badań. Stosowane są obecnie do tych celów dwie grupy kodów komputerowych: jednowymiarowe kody systemowe (określane również jako kody o parametrach skupionych) oraz kody przestrzenne (modele trójwymiarowe, oparte zazwyczaj o numeryczną mechanikę płynów). W pracy przedstawiono wstępne rezultaty termodynamicznych analiz awarii rozszczelnieniowych zrealizowanych za pomocą sprzężenia własnego kody systemowego HEPCAL oraz komercyjnego pakietu CFD - programu FLUENT. Symulacje przeprowadzono dla układów zaawansowanych reaktorów wodny ciśnieniowych - reaktora AP-600 oraz reaktora EPR.
3
Analiza termodynamiczna przebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem PWR
Fic A., Składzień J., Skorek J., Szczurek J.
Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska
|
2000
|
z. 14
45-50
PL
W pracy przedstawiono wyniki analizy termodynamicznej przebiegu awarii rozszczelnieniowej w bloku z reaktorem wodnym ciśnieniowym. Rozpatrzono różne intensywności wypływu wody z obiegu pierwotnego do wnętrza budynku reaktorowego. Obliczenia wykonano dla konkretnego bloku z reaktorem WWER-1000 i obudowy bezpieczeństwa (układ lokalizacji awarii - ULA) typu containment oraz z reaktorem WWER-440, którego układem lokalizacji awarii wyposażonym w wieżę z półkami wodnymi. Wyniki mają postać wykresów zmienności charakterystycznych parametrów termodynamicznych, głównie ciśnienia, w funkcji czasu w wybranych miejscach budynku reaktorowego.
EN
Results of thermal analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA) for containment systems of Pressurized Water Reactors (PWR) WWER-440 and WWER-1000 are discussed in the paper. WWER-440 reactors are equipped in atypical containment systems with an additional water condenser in special tower. The WWER-1000 reactors is located in typical containments with spraying systems to decrease over pressure during LOCA. The changes of pressure during LOCA in the considered containments are computed and analysed for LOCA accidents with various intensity of coolant blowdown
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.