Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 3

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: pressurized water reactor

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Elektrownia jądrowa im. Alvina W. Vogtle’a – największa w USA

Nowicki Jacek

Postępy Techniki Jądrowej

2023

z. 4

34--38

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.

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.

Napęd jądrowy okrętów wojennych

Rzymkowski Krzysztof

Postępy Techniki Jądrowej

2019

z. 4

27--34

W opracowaniu przedstawiono napęd jądrowy stosowany w okrętach podwodnych i nawodnych. Omówiono związane z nim zalety dla tego typu jednostek pływających oraz przedstawiono trudności związane z ich demontażem.

Nuclear warship and submarine propulsion with systems are presented, together with, discussion on its advantages and dismantling process problems.

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

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.