Preferencje help
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:  nuclear engineering
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
EN
This paper presents the results of a pipe and vessel theoretical blowdown analysis in order to identify and assess rapid depressurization phenomena occurring during a Loss of Coolant Accident in a nuclear power plant. Calculations were performed in conditions similar to those in a reactor pressure vessel. Due to critical two-phase flow occurrence, RELAP5 mod 3.3. and TRACE v 3.0 system codes were used for this purpose and a computational model was built on the basis of available literature and implemented in MATLABr code. Finally, pipe depressurization results were compared to experimental results taken from the literature.
2
Content available Reliability study of a containment shell
EN
Computational time needed for reliability analysis of realistic structural problems as a rule is very high. Improvements in efficiency are critical to allow solution of large realistic problems. The reliability analysis is usually performed using approximate First Order Reliability Method (FORM). Iterative solution procedures of FORM require extensive design sensitivity computations of high accuracy. The design of realistic structures requires computer-based numerical procedures, such as finite e,ement analysis. The design sensitivity gradients are not explicitly available in terms of design variables. The most intensive computational task of design sensitivity computation should be carried out by highly efficient and accurate methods such as discrete design sensitivity analysis. This paper describes requirements for design sensitivity information for reliability analysis. The way of coupling reliability computation with discrete AVM and DDM methods of design sensitivity analysis is pointed out. A computational program developed for layered concrete shells allows one to solve large realistic reliability problems. The reliability study of an RC nuclear containment shell is carried out. Reliability studies show which of the parameters have the highest impact on the reliability of the vessel.
PL
Analiza niezawodności dużych konstrukcji wymaga zazwyczaj bardzo długich obliczeń komputerowych. Poprawa efektywności algorytmów jest zazwyczaj warunkiem koniecznym uzyskania rozwiązań dla dużych rzeczywistych problemów. Analizę niezawodności zwykle przeprowadza się stosując przybliżoną metodę analizy niezawodności pierwszego rzędu (FORM). Procedury iteracyjne analizy niezawodności pierwszego rzędu (FORM) wymagają obliczenia gradientów wrażliwości o wysokiej dokładności. Projektowanie konstrukcji wymaga stosowania metod numerycznych takich jak metoda elementów skończonych. Gradienty wrażliwości nie są jawnie zależne od zmiennych projektowych. Obliczenia gradientów wrażliwości powinno być realizowane przy zastosowaniu efektywnych, dyskretnych metod analizy wrażliwości. W artykule przedstawiono sposób połączenia analizy niezawodności z dyskretnymi metodami obliczania gradientów wrażliwości - zmiennej sprzężonej (AVM) i różniczkowania bezpośredniego (DDM). Rozwinięty program komputerowy dla żelbetowych powłok warstwowych pozwala na rozwiązywanie dużych zadań niezawodnościowych. Przedstawiona została analiza niezawodności żelbetowego budynku bezpieczeństwa reaktora nuklearnego. Analiza niezawodności pozwala na stwierdzenie, który z parametrów projektowych ma największy wpływ na niezawodność osłony.
3
Content available remote Nucleonic measuring systems and devices in the Polish mining industry
EN
The paper presents some measuring methods and systems for control of coal quality parameters, developed and put into practice recently in many Polish mining plants and power station.
PL
W artykule przedstawiono rozwijane metody pomiarowe oraz urządzenia i systemy do kontroli parametrów jakościowych węgla, stosowane w wielu polskich zakładach górniczych oraz elektrowniach.
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.