Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” Zadanie badawcze Nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”

Michalik J., Kocia R.

Postępy Techniki Jądrowej

|

2015

|

z. 3

8--14

PL

Niniejsza publikacja przedstawia najważniejsze rezultaty prac wykonanych w ramach zadania badawczego nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”. Zadanie realizowane było w ramach strategicznego projektu badawczego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” powołanego przez Narodowe Centrum Badań i Rozwoju (NCBR) jako wsparcie dla zaplecza naukowego atomistyki w ramach działań związanych z programem rozwoju energetyki jądrowej w Polsce. Głównym celem tego projektu było przygotowanie jednostek badawczych do udziału w polskim programie jądrowym.

EN

This publication presents the main results of research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”, which was carried out as part of a strategic research project “Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” established by the National Centre for Research and Development (NCBR) under the framework of government program for development of nuclear energy in Poland. The main goal of that project was to enforce the readiness of research units for participation in Polish nuclear program.

2

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.

3

Wykorzystanie pakietu CFD Fluent w symulacjach awarii typu Loca

Bury T.

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 numerycznej mechaniki płynów dokonano próbnych symulacji przebiegu awarii w oparciu o model trójwymiarowy, Wyniki porównano z rezultatami otrzymanymi przy użyciu kodu napisanego specjalnie do analizy tego typu awarii. Zaprezentowano wybrane rezultaty obliczeń oraz najbardziej istotne wnioski dotyczące zastosowania tego typu oprogramowania w symulacjach awarii rozszczelnieniowych

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 commercial software of computational fluid dynamics. Results have been compared with ones obtained from HEPCAL code, written specially for analysis of such accidents. Selected results of calculations and the most important conclusions are presented in the paper.

4

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