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

Znaleziono wyników: 4

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

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Ochrona systemów informatycznych obiektów jądrowych
Rzymkowski Krzysztof
Energetyka
|
2022
|
nr 4
193--198
PL
W artykule przedstawiono podstawowe zalecenia ochrony informacji w obiektach jądrowych. System bezpieczeństwa jądrowego opiera się na koordynacji różnych działań zabezpieczających: ochrony fizycznej, analizie przewidywanych zagrożeń i zbieraniu o nich informacji, bezpośrednich zabezpieczeń systemów informatycznych, doborze zaufanego personelu. Dynamiczny rozwój technik informatycznych, oprogramowania i sprzętu, szczególnie jego miniaturyzacja, wymuszają na użytkownikach ciągłą modernizację systemów informatycznych i związaną z tym modernizację systemów ochrony danych.
EN
The article presents basic indications of IT protection in nuclear facilities. Nuclear safeguard is based on coordination of multiple security systems: physical protection, identifying potential dangers and subsequent data analysis, direct IT security systems, choice and training of staff. Dynamic development of IT, soft and hardware, in particular its minutaristion enforce continual modernisation effort on part of their users.
2
Content available Tsunamis and sea rise in the North and Baltic Sea and potential consequences for nuclear facilities
Iancu A., Berg H, P.
Journal of Polish Safety and Reliability Association
|
2017
|
Vol. 8, No. 1
55--66
EN
Weather-related hazards are among the most frequent causes for disturbances of critical infrastructures. Flooding, tsunamis and sea level rise are examples of major threats to all types of nuclear facilities located at the seaside or at rivers. We report about exemplary investigations concerning weather-related hazards for the North Sea and the Baltic Sea. Climate change is expected to increase the already known threats but, in the long term, may also lead to new kinds of hazards. A possible future climate evolution, e.g. from warm (interglacial) to cold (glacial) periods, is not only a topic for seaside industrial facilities but also of concern in the long term safety assessment of deep geological nuclear waste repositories, in particular for high level waste, on the Baltic sea.
3
Podstawowe kryteria projektowe wentylacji w elektrowniach jądrowych
Stojek M., Szczechowiak E.
Ciepłownictwo, Ogrzewnictwo, Wentylacja
|
2016
|
T. 47, nr 5
189--194
PL
W artykule omówiono zagadnienia związane z projektowaniem systemów wentylacyjnych w elektrowniach jądrowych.
EN
This paper concerns issues related to basic criteria for the design and the operation of containment and ventilation systems for nuclear power plants.
4
Content available remote FEM-aided Design of Welded Pressure Vessels According to ASME BPVC Regulations
Mirski Z., Banyś K., Fałek Z., Piwowarczyk T.
Biuletyn Instytutu Spawalnictwa w Gliwicach
|
2014
|
Vol. 58, No. 5
114--121
EN
The article presents the historical background and a brief introduction to the American ASME BPVC regulations concerned with welded boilers, pressure vessels and nuclear facilities. The article presents a methodology for the design of two-shell tube welded pressure vessel (autoclave) based on ASME Sec. VIII Div. 1 regulations. Due to the lack of a computational method (calculation based on formulas) for the complete pressure vessel according to ASME Sec. VIII, Div. 1, related calculations were performed using a computational method according to ASME Sec. VIII, Div. 2 Part 5. The results of the calculations are presented in the form of tables, graphs and numerically generated visualisation.
PL
W artykule przedstawiono rys historyczny oraz dokonano krótkiego wprowadzenia do amerykańskich przepisów ASME BPVC dotyczących spawanych kotłów i zbiorników ciśnieniowych oraz urządzeń jądrowych. Na podstawie przepisów ASME Sec. VIII Div. 1 przedstawiono metodykę projektowania spawanego dwupłaszczowego zbiornika ciśnieniowego (autoklawu). Ze względu na brak metody obliczeniowej (obliczanie na podstawie wzorów) kompletnego zbiornika ciśnieniowego wg ASME Sec. VIII, Div. 1, obliczenia wykonano metodą numeryczną wg ASME Sec. VIII, Div. 2 Part 5. Wyniki obliczeń zestawiono w tablicach i na rysunkach oraz zobrazowano grafiką wygenerowaną numerycznie.
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.