Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Wytwarzanie elementów stalowych obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego : Kody i wymagania

Niagaj J.

Stal, Metale & Nowe Technologie

|

2016

|

nr 3-4

84--88

PL

W artykule omówiono zawartość i wymagania kodów AFCEN RCC-CW i ASME Section III oraz związanych z nimi norm przedmiotowych dotyczących wytwarzania stalowych elementów obudowy bezpieczeństwa budynku reaktora jądrowego.

EN

The content and requirements of the codes AFCEN RCC-CW and ASME Section III and the associated standard specifications concerning the manufacture of steel parts of nuclear reactor containment are presented.

2

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.

3

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.

4

Modelowanie atmosfery obudowy bezpieczeństwa stacjonarnej siłowni jądrowej z reaktorem wodnociśnieniowym w sytuacjach awaryjnych

Pihowicz W., Sobczyk S.

Archiwum Energetyki

|

2008

|

T. 38, nr 2

155-163

PL

W pracy zamieszczono jakościową charakterystykę zjawisk zachodzących w obudowie bezpieczeństwa stacjonarnej siłowni jądrowej z reaktorem wodnociśnieniowym podczas największej możliwej awarii. Centralną część publikacji stanowi przedstawienie procedury konstrukcji modeli matematycznych, opisujących stan termodynamiczny i radiacyjny atmosfery wymienionej obudowy podczas tejże awarii. Następną część pracy wypełnia omówienie współpracy skonstruowanych modeli w procedurze obliczania ograniczeń funkcyjnych funkcji celu w procesie kompleksowej optymalizacji obudowy bezpieczeństwa.

EN

Qualitative description of the phenomena occurring inside containment building in a stationary nuclear power plant with a PWR reactor during LOCA is given. The central part of the paper is concentred with the procedure of mathematical models which describe thermodynamic and radiation states of the atmosphere in the containment building during this emergency situation (LOCA). Following there is a discussion about the cooperation of constructed models in the procedure of determining functional limitations of the quality function in the process of complex optimization in containment building.