Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Analizy bezpieczeństwa reaktorów jądrowych : wykorzystanie doświadczeń z polski w USA, Szwecji i Korei Południowej

Podowski Michael Z., Kasprzak Stanisław

Postępy Techniki Jądrowej

|

2024

|

z. 1

2--28

PL

Celem obecnego artykułu jest retrospektywne omówienie wieloletnich prac badawczych dot. bezpieczeństwa jądrowych reaktorów energetycznych prowadzonych przez współautorów i ich współpracowników, rozpoczętych w Polsce, kontynuowanych w USA i zastosowanych w Szwecji i Korei Południowej. Głównym tematem są badania eksperymentalne i teoretyczno-numeryczne modelowanie skutków poważnych awarii prowadzących do częściowego stopienia rdzenia reaktora. Pokazane wyniki badań obejmują wodne reaktory ciśnieniowe (WWER-440, amerykańskie PWR, koreański APR-1400) oraz reaktory wrzące (BWR).

EN

The purpose of this paper is to give a retrospective overview of multiyear studies on reactor safety, performed by the coauthors and their collaborators, first in Poland, then in the US and also in Sweden and South Korea. The focus of the studies was on the analysis of core meltdown accidents for PWRs (from WWER-440 to APR 1400) and BWRs (for both the US and Swedish designs).

2

Procesy chemiczne zachodzące w jądrowym reaktorze energetycznym podczas chłodzenia lub moderowania wodą

Gorączko Wiesław

Technologia Wody

|

2023

|

Nr 1 (79)

31-34

PL

W obliczu ostatnich decyzji Rządu RP o budowie kilku (sic !) elektrowni jądrowych w Polsce, warto zastanowić się nad wyzwaniami z tym związanymi. Są to aspekty zarówno finansowe, infrastrukturalne, edukacyjne, socjologiczne, jak i typowo techniczne. To pierwszy artykuł z cyklu dotyczącego procesów chemicznych zachodzących w reaktorze jądrowym a wynikających ze stosowania wody jako moderatora, chłodziwa czy innych zastosowań tego medium. Materiał zamieszczony w artykule jest drobnym fragmentem przygotowywanej przez autora książki pt. Elektrownia Jądrowa, omawiającej prawie wszystkie aspekty technologiczne jądrowego cyklu paliwowego, technologii reaktorowych, konstrukcji reaktorów różnych generacji, przeróbki, utylizacji i składowania odpadów promieniotwórczych z elektrowni jądrowych.

EN

In view of the Polish Government's recent decisions to build several (sic !) nuclear power plants in Poland, it is worth reflecting on the challenges involved. These include financial, infrastructural, educational, sociological as well as typically technical aspects. This is the first article in a series on the chemical processes in a nuclear reactor arising from the use of water as a moderator, coolant or other applications of this medium. The material in the article is a small part of a book being prepared by the author entitled Nuclear Power Plant, discussing almost all technological aspects of the nuclear fuelcycle, reactor technology, construction of reactor of different generations, processing, disposal and storage of nuclear waste from nuclear power plants.

3

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.

4

On the use of selected 4th generation nuclear reactors in marine power plants

Drosińska-Komor Marta, Głuch Jerzy, Breńkacz Łukasz, Ziółkowski Paweł

Polish Maritime Research

|

2022

|

nr 1

76--84

EN

This article provides a review of the possibility of using different types of reactors to power ships. The analyses were carried out for three different large vessels: a container ship, a liquid gas carrier and a bulk carrier. A novelty of this work is the analysis of the proposal to adapt marine power plants to ecological requirements in shipping by replacing the conventional propulsion system based on internal combustion engines with nuclear propulsion. The subjects of comparison are primarily the dimensions of the most important devices of the nuclear power plant and the preliminary fitness analysis. It was assumed for this purpose that the nuclear power plant fits in the engine room compartment and uses the space left after the removal of the combustion engines. At the same time, this propulsion provides at all times sufficient energy for port, technological and shipping operations at an economically justifiable speed. For deep-sea vessels, which are supposed to reach null emissions of CO, CO2, NOx, SOx and H2O, this is one of the most reasonable solutions. Finally the paper proves that all the above-mentioned marine functions could be effectively applied in power plants equipped with 4th generation nuclear reactors.

5

Korzyści i zagrożenia wynikające z budowy elektrowni jądrowej w Polsce

Awsiuk Romuald

Systemy Wspomagania w Inżynierii Produkcji

|

2021

|

Vol. 10, iss. 1

20--33

PL

W poniższym artykule autor porusza kilka zagadnień związanych z energetyką jądrową i elektrowniami jądrowymi. W pierwszej kolejności wyjaśniono zjawisko uwalniania energii jądrowej i jej wykorzystanie w reaktorach energetycznych oraz wskazano zalety energetyki jądrowej. Dodatkowo omówiono problematykę powstawania, składowania i neutralizacji odpadów promieniotwórczych. Następnie krótko scharakteryzowano największe awarie elektrowni jądrowych na świecie i ich skutki, ponieważ awarie te miały silny wpływ na decyzje o zamknięciu lub nawet zaniechaniu budowy takich elektrowni. Jednak wdrożenie nowych rozwiązań w budowie reaktorów jądrowych, opartych na wnioskach z poprzednich awarii, znacznie ogranicza możliwość wystąpienia tego typów awarii w przyszłości. Na koniec autor omawia kwestię budowy elektrowni jądrowych w Polsce, wskazując na fakt eliminacji węgla i gazu z produkcji energii elektrycznej w celu ograniczenia emisji CO2. Konieczność budowy elektrowni jądrowej wynika również z faktu, że energia pozyskiwana z tzw. odnawialnych źródeł energii nie zaspokoi w pełni zapotrzebowania na energię, jednak przed rozpoczęciem jej budowy w Polsce należy rozwiązać kilka problemów.

EN

In this article, the author addresses several issues related to nuclear energy and nuclear power plants. Firstly, the phenomenon of nuclear energy release and its usage in energy reactors is explained as well as the advantages of nuclear energy is pointed. Additionally, the attention to the problem of radioactive waste generation, neutralization and storage is discussed. Next, the largest failures of nuclear power plants and their effects were briefly characterized, since such accidents had a strong impact on decisions to close or even abandon the construction of such power plants. However, the implementation of new solutions in the construction of nuclear reactors, based on the conclusions of previous accidents, significantly reduces the possibility of their occurrence in the future. Finally, the author discuss the issue of construction of nuclear power plants in Poland pointing to the fact of elimination coal and gas from electricity production in order to reduce CO2 emission. This is motivated by the fact that energy obtained from the so-called renewable energy sources will not fully meet the energy demand. However, a few problems should be solved before starting the construction of a nuclear power plant in Poland.

6

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.

7

Application of genetic algorithms in optimization of SFR nuclear reactor design

Żurkowski Wojciech, Sawicki Piotr, Kubiński Wojciech, Darnowski Piotr

Nukleonika

|

2021

|

Vol. 66, No. 4

139--145

EN

This work presents a demonstrational application of genetic algorithms (GAs) to solve sample optimization problems in the generation IV nuclear reactor core design. The new software was developed implementing novel GAs, and it was applied to show their capabilities by presenting an example solution of two selected problems to check whether GAs can be used successfully in reactor engineering as an optimization tool. The 3600 MWth oxide core, which was based on the OECD/NEA sodium-cooled fast reactor (SFR) benchmark, was used a reference design [1]. The first problem was the optimization of the fuel isotopic inventory in terms of minimizing the volume share of long-lived actinides, while maximizing the effective neutron multiplication factor. The second task was the optimization of the boron shield distribution around the reactor core to minimize the sodium void reactivity effect (SVRE). Neutron transport and fuel depletion simulations were performed using Monte Carlo neutron transport code SERPENT2. The simulation resulted in an optimized fuel mixture composition for the selected parameters, which demonstrates the functionality of the algorithm. The results show the efficiency and universality of GAs in multidimensional optimization problems in nuclear engineering.

8

Energetyka jądrowa w Polsce i na świecie

Skolik Katarzyna

Nowa Energia

|

2020

|

nr 1

55--60

PL

Obecnie (stan na 8.01.2020) na świecie pracuje 448 reaktorów jądrowych, pokrywając ok. 10% zapotrzebowania na energię elektryczną. Najwięcej (96) reaktorów znajduje się w USA, na kolejnych miejscach są Francja (58) i Chiny (48). Rozwój energetyki jądrowej na całym świecie jest koniecznością i warunkiem pozwalającym na ograniczenie emisji gazów cieplarnianych w świetle obecnego kryzysu klimatycznego. Niestety, trendy nie są optymistyczne, a kraje europejskie wręcz odwracają się od energetyki jądrowej. Sztandarowym przykładem są Niemcy, gdzie zamknięto już większość elektrowni jądrowych, a pozostałe 6 bloków ma zostać wyłączonych do końca 2022 r.

9

Nuclear power plants application in Poland – a way to meet the requirements of the Paris Agreement

Pavlova-Marciniak Iva

Przegląd Elektrotechniczny

|

2019

|

R. 95, nr 8

5--8

EN

The paper presents the analysis of modern nuclear energy development possibilities in Poland, which is considered as an ecological energy source. As the demand for electrical energy is constantly growing the use of such energy sources in one of the ways to meet the requirements of the Paris Agreement, adopted at COP (Conference of Parties) 21, 2015. The agreement obliges the countries around the world to develop a low carbon dioxide emission economy in order to stop the global temperature rise at 2°C and preferably at 1.5°C.

PL

Artykuł przedstawia wyniki analizy możliwości rozwoju współczesnej energetyki jądrowej w Polsce, zaliczanej do ekologicznych źródeł energii. Wykorzystanie takich źródeł do produkcji energii elektrycznej, której zapotrzebowanie stale rośnie, jest jednym ze sposobów na spełnienie postanowień porozumienia paryskiego, przyjętego na COP 21 w 2015 r. Umowa zobowiązuje państwa na całym świecie do opracowania niskiego poziomu emisji dwutlenku węgla, aby wzrost temperatury na ziemi nie przekraczał 20 C, a najlepiej 1,50 C.

10

Analysis of the BEAVRS PWR benchmark using SCALE and PARCS

Darnowski Piotr, Pawluczyk Michał

Nukleonika

|

2019

|

Vol. 64, No. 3

87--96

EN

This paper presents an analysis of the Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Simulations (BEAVRS) performed using SCALE 6.1.2 and PARCS 3.2 computer codes. The benchmark specifi cation contains a detailed design, operational data and measurements for a real 4-loop Westinghouse pressurized water reactor (PWR). The lattice physics simulations were prepared using TRITON depletion sequence and NEWT neutron transport solver (SCALE package). The 238-neutron group library based on evaluated nuclear data fi le – ENDF/B-VII nuclear data libraries was applied. A set of branch and burnup calculations was prepared, and group constants in the form of PMAXS fi les were generated with GenPMAXS. The full-core models were prepared using the PARCS nodal-diffusion core simulator. The PMAXS libraries were used with PARCS to investigate the core operation. The hot zero power measurement data, including control rod worths and critical boron concentrations, were compared using simulations, and satisfactory results were achieved. The fi rst fuel cycle was simulated, and acceptable agreement with boron letdown curve and measurements were obtained. Finally, conclusions and recommendations for future research were presented.

11

Ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora Maria

Zając Bogdan, Olszewski Grzegorz, Piotrowska Natalia

Badania Nieniszczące i Diagnostyka

|

2019

|

nr 3

42--45

PL

Przedmiotem pracy była ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora MARIA NCBJ po ich długotrwałej eksploatacji w reaktorze. Nominalna szerokość szczeliny dylatacyjnej bloku grafitowego przed eksploatacją w reaktorze wynosiła ok. 30 mm. W czasie długotrwałej pracy reaktora, w wyniku interakcji pomiędzy szybkimi neutronami a grafitem następuje powolne pęcznienie grafitu powodujące porowatość i pogorszenie jego własności fizycznych. Efektem pęcznienia grafitu pod wpływem oddziaływania z neutronami następuje zmniejszenie się szczeliny dylatacyjnej. Badania szerokości szczeliny dylatacyjnej przeprowadzono metodą radiograficzną. Ze względu na trudności z zastosowaniem radiografii klasycznej (bloki grafitowe były napromieniowane) do badań wykorzystano płyty obrazowe i aparaturę do badań radiografią cyfrową. Badania bloków były przeprowadzone w tzw. Komorach Gorących nad reaktorem MARIA.

EN

The paper focuses on the assessment of the width of the expansion provision within the graphite blocks placed in MARIA nuclear reactor of the National Centre for Nuclear Research in Świerk, after their long-lasting operation in the reactor. The nominal width of the expansion provision before placing in the reactor was approximately 30mm. As a result of an interaction between the fast neutrons and the graphite within the reactor, there occurs an incremental swelling of the graphite, causing its porosity and deterioration of its physical properties. This results in narrowing of the expansion provision. Tests aimed at assessing the expansion provision were conducted with the use of radiographic testing. Due to the difficulties arising from applying classical radiographic testing (irradtiation of the graphite blocks),digital radiography instruments were employed and the testing was only possible in so called Hot Cells placed above the reactor.

12

Comparative analysis of thermodynamic cycles of selected nuclear ship power plants with hightemperature helium- cooled nuclear reactor

Szewczuk-Krypa N., Grzymkowska A., Głuch J.

Polish Maritime Research

|

2018

|

S 1

218--224

EN

This paper presents a comparative analysis of thermodynamic cycles of two ship power plant systems with a hightemperature helium- cooled nuclear reactor. The first of them is a gas system with recuperator , in which classical gas chamber is substituted for a HTGR reactor (High Temperature Gas-cooled Reactor) . The second of the considered cycles is a combined gas-steam system where working medium flux from gas turbine outlet is directed into waste heat boiler and its heat is utilized for production of superheated steam to drive steam turbine. Preliminary calculations of the combine cycles showed that it is necessary to expand the system by adding to its steam part an inter-stage overheat for secondary steam, owing to that a required degree of steam dryness at outlet from the turbine can be reached, ensuring its correct operational conditions. The analyzed power systems were compared to each other with regard to efficiency of their thermodynamic cycles. Also, efficiency of particular cycles were subjected to optimization in respect to such parameters as : working gas temperature at outlet from reactor in gas system as well as steam pressure at outlet from waste heat boiler and partition pressure in steam part of combined system. Advantages of nuclear power plants compared with the classical power systems dominating currently in sea transport were also discussed.

13

Wyniki badania betonu z obudowy reaktora jądrowego EWA

Jóźwiak-Niedźwiedzka D., Dąbrowski M., Brandt A. M., Burakowska A., Baran T.

Cement Wapno Beton

|

2018

|

R. 21/83, nr 3

226--238

PL

W pracy przedstawiono badania betonowej obudowy doświadczalnego reaktora jądrowego EWA po procesie starzenia, a także napromienienia podczas jego eksploatacji od roku 1958. Oszacowano, że do 24 lutego 1995 roku reaktor eksploatowano 107400 h pod obciążeniem 10 MW, po uwzględnieniu przerw technologicznych i mniejszej mocy reaktora w początkowych latach. W celu pobrania próbek betonowej obudowy odwiercono 7 rdzeni, przy czym oprócz walców o różnej długości i o średnicach 100 i 80 mm uzyskano nieregularne kawałki złomu betonowego. Próbki odwiercone powyżej kanału poziomego miały gęstość 2,4 g/cm3, natomiast poniżej tego kanału, gdzie w betonie stwierdzono więcej stalowych kęsów, gęstość betonu wynosiła średnio 3,1 g/cm3. W próbkach pobranych nad i pod kanałem, wytrzymałość betonu wynosiła odpowiednio 30,6 MPa i 28,2 MPa. Kruszywo grube stanowiła ruda żelaza: goethyt łamany (limonit), o max. wymiarze ziaren do 29 mm; procentowa zawartość grubych ziaren wynosiła od 25 do 35%. Kruszywem drobnym była zarówno ruda żelaza [głównie goethyt] jak i piasek kwarcowy do 2 mm. Ponadto w betonie znajdowały się kawałki stali o różnych kształtach, ich zawartość wynosiła około 25%. Próbki betonu miały dużą porowatość dostępną dla wody, znacznie przekraczającą 16%, natomiast porowatość otwarta wynosiła od 24,5% do 30,7%. Pomimo zauważonych spękań ziaren kruszywa, wyniki badań nie pozwalają na stwierdzenie wpływu napromienienia w badanej warstwie obudowy reaktora.

EN

This paper is presenting the study of the concrete shielding of EWA research nuclear reactor which was after the ageing process and also under radiation during the reactor exploitation from 1958 year. According to the assessment the reactor was in exploitation till 24 February 1995 during 107400 h under the load of 10 MW, after taking into account the technological breaks and that in the begging years the reactor power was lower. For sampling of the concrete shielding the 7 cores were drilled in, wherein except rollers of different length and of diameters of 100 and 80 mm, the irregular pieces and concrete rubble were obtained. The specimens drilled out over the horizontal channel had the density of 2.4 g/cm3 and under this channel, where in concrete were more steel pieces, the density was 3.1 g/cm3. The compressive strength of concrete samples drilled out over and under the channel was 30.6 MPa and 28.2 MPa respectively. The coarse aggregate was iron ore: crushed goethite with the grains up to 29 mm; the content of this aggregate was from 25% to 35%. The goethite and quartz sand grains under 2 mm was fine aggregate. The concrete samples had high open porosity in the range from 24.5% to 30.7%. Despite of numerous found cracks of aggregate grains the research results did not give the possibility to establish the radiation influence in the examined layer of concrete shielding.

14

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.

15

The use of nuclear energy for military and civilian purposes safety in the nuclear power industry

Jóźwik R.

Zeszyty Naukowe / Wyższa Szkoła Oficerska Wojsk Lądowych im. gen. T. Kościuszki

|

2017

|

Nr 3

106--123

EN

The purpose of the article was to gather the basic information about the mechanism behind nuclear energy formation and the types of reactors, already built worldwide or potentially planned for construction in the near future, and to present the history of the beginnings of nuclear power in Poland. The issues of the safety of reactors, independent safety assurance systems and systems for emergency shutdown of a reactor are discussed in more detail. The problem of responsibility for the safety of nuclear equipment is also examined, including the relevant authority and method for such safety inspection. The initiatives taken in Poland in connection with the programme for the nuclear power industry are also described.

16

Analiza skutków powstawania niekondensujących gazów i pary wodnej podczas ciężkiej awarii wrzącego reaktora jądrowego

Darnowski P., Niewiński G., Pawluczyk M., Pilichowska J.

Przemysł Chemiczny

|

2017

|

T. 96, nr 3

521--524

PL

Przedstawiono wyniki symulacji przebiegu ciężkiej awarii ze stopieniem się rdzenia reaktora jądrowego typu BWR (boiling water reactor). Scenariuszem jest awaria z całkowitą utratą zasilania obiektu jądrowego SBO (station blackout). Przeanalizowano procesy zachodzące w układzie reaktora oraz w obudowie bezpieczeństwa. Szczególną uwagę skupiono na zagadnieniach powstawania gazów niekondensujących (H₂, CO, CO₂, CH₄) oraz pary wodnej, które odgrywają fundamentalną rolę w utrzymaniu szczelności obudowy. Wysunięto wnioski dotyczące przebiegu symulowanej awarii i ryzyka, jakie stwarzają gazy niekondensujące i para wodna.

EN

The effects of a total loss of power with station blackout and subsequent core meltdown for the model of boiling water reactor were simulated by using specialized computer program. The simulation included the processes running inside the reactor core as well as inside cooling systems and containment. The anal. was focused on the mechanisms of non-condensable gas generation (H₂, CO, CO₂, MeH) and steam prodn., which created the highest threat of damage of the reactor containment.

17

Wyznaczenie charakterystyk eksploatacyjnych siłowni turbinowej o mocy 400 MW z reaktorem wysokotemperaturowym w zmiennych warunkach pracy

Drosińska-Komor M., Szewczuk-Krypa N., Głuch J.

Przegląd Mechaniczny

|

2017

|

nr 6

45--47

PL

W artykule przedstawiono charakterystyki sprawnościowe dla siłowni turbinowej o mocy 400 MW zasilanej przez reaktor wysokotemperaturowy. Przedstawione charakterystyki stworzone zostały dla zmiennych warunków pracy opisanego obiegu. Obliczenia numeryczne symulujące działanie siłowni wykonano w programie DIAGAR. Jako zmienne warunki ruchu obiegu jądrowego przyjęto zmianę ciśnienia w skraplaczu. Na tej podstawie określono zmianę sprawności oraz jednostkowego zużycia ciepła omawianego układu.

EN

In the article performance characteristic for the 400 MW nuclear steam power plant are presented. Characteristics were created for steam turbine variable working conditions. Numerical calculations that simulate system operation in DIAGAR have been prepared. As a variable working conditions of nuclear steam power plant changes of condenser pressure were adopted.

18

Energia jądrowa i jej pokojowe wykorzystanie

Jóźwik R.

Problemy Techniki Uzbrojenia

|

2017

|

R. 46, z. 142

103--119

PL

Artykuł przedstawia mechanizm powstawania energii jądrowej, typy reaktorów, które obecnie są, lub mogą być budowane i wykorzystywane dla celów pokojowych oraz historię energetyki jądrowej w Polsce.

EN

The paper presents mechanism of nuclear energy production, types of reactors, which are and could be developed and used for peaceful purposes, and foundation of nuclear energy in Poland.

19

Analysis of AP1000 radioactive material release accidents with MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS)

Niewiński G., Stępień M., Góral K.

Journal of Power Technologies

|

2017

|

Vol. 97, nr 5

446--454

EN

The probable introduction in the medium term of nuclear energy into the Polish national power system has become a source of anxiety in society. While Poland already has a research nuclear reactor (acronym: MARIA) at the National Center for Nuclear Research in Świerk, near Warsaw, issues regarding safety and the possible consequences of an accident in the first baseload nuclear power plant have triggered public debate. As part of the licensing process of any newly designed reactor, scenarios for a range of accidents at the plant together with their consequences must be modeled, analyzed and presented in the licensing documentation. In this context a model was built based on a complex set of data - including data provided by the reactor manufacturer, location and environmental data, weather conditions and possible accident scenarios to perform simulations with a computational tool called MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS). MACCS is used to perform accident-related calculations, including release of radioactive material to the atmosphere and short and longterm consequences. The analysis involved releases of radioactive material from an AP1000 nuclear reactor assumed to be located on the Polish seacoast and demonstrates that the lethality and incidence of cancer caused by radioactive release are significantly lower than natural.

20

Perspektywy udziału firm spawalniczych działających w branży energetycznej w budowie pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce

Niagaj J.

Przegląd Spawalnictwa

|

2016

|

R. 88, nr 4

69--73

PL

Przedstawiono warunki stosowania uznanych przepisów i norm światowych podczas budowy pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce. Stwierdzono, że najbardziej prawdopodobnym jest stosowanie odpowiednich sekcji jednego z dwóch kodów: AFCEN lub ASME. Przytoczono najważniejsze urządzenia i konstrukcje spawane elektrowni jądrowej oraz przeprowadzono analizę możliwości oraz warunki techniczne i jakościowe wykonania tych wyrobów lub ich części przez krajowe podmioty gospodarcze.

EN

Conditions of use of recognized codes and standards during the construction of the first nuclear power plant in Poland are presented. It has been found that the most likely is the application of the relevant sections of one of the two codes: AFCEN or ASME. Major equipment and welded metal construction of nuclear power plants as well as an analysis of the possibilities, and technical and qualitative conditions for the production of these products or their parts by domestic companies are described.