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

Znaleziono wyników: 10

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  pressurized water reactor (PWR)
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available remote Wielokryterialna analiza porównawcza jednostek wytwórczych w elektrowniach jądrowych i konwencjonalnych na wybranych przykładach
Sierchuła J.
Przegląd Elektrotechniczny
|
2016
|
R. 92, nr 10
67--70
PL
W pracy przeprowadzono analizę porównawczą elektrowni jądrowej z elektrowniami konwencjonalnymi opalanymi węglem kamiennym oraz węglem brunatnym. Została przedstawiona zasada działania wyżej wspomnianych jednostek, wyszczególniono ich parametry, a także wskazano ich wady oraz zalety.
EN
In article conducted a comparative analysis of nuclear power plant with the conventional coal-fired power plants on hard coal and ignite. The paper presents the structure and principle of operation of the abovementioned units, specified their parameters and indicated their advantages and disadvantages.
2
Content available Thermal-hydraulic calculations for a fuel assembly in a European Pressurized Reactor using the RELAP5 code
Skrzypek M., Laskowski R.
Nukleonika
|
2015
|
Vol. 60, No. 3, part 2
537--544
EN
The main object of interest was a typical fuel assembly, which constitutes a core of the nuclear reactor. The aim of the paper is to describe the phenomena and calculate thermal-hydraulic characteristic parameters in the fuel assembly for a European Pressurized Reactor (EPR). To perform thermal-hydraulic calculations, the RELAP5 code was used. This code allows to simulate steady and transient states for reactor applications. It is also an appropriate calculation tool in the event of a loss-of-coolant accident in light water reactors. The fuel assembly model with nodalization in the RELAP5 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) code was presented. The calculations of two steady states for the fuel assembly were performed: the nominal steady-state conditions and the coolant flow rate decreased to 60% of the nominal EPR flow rate. The calculation for one transient state for a linearly decreasing flow rate of coolant was simulated until a new level was stabilized and SCRAM occurred. To check the correctness of the obtained results, the authors compared them against the reactor technical documentation available in the bibliography. The obtained results concerning steady states nearly match the design data. The hypothetical transient showed the importance of the need for correct cooling in the reactor during occurrences exceeding normal operation. The performed analysis indicated consequences of the coolant flow rate limitations during the reactor operation.
3
Symulacje Monte Carlo fizyki rdzenia reaktora jądrowego typu PWR
Oettingen M.
Logistyka
|
2013
|
nr 4
PL
Tematem niniejszej pracy jest modelowanie Monte Carlo fizyki rdzenia rektora jądrowego na poziomie kasety paliwowej. Symulacje numeryczne transportu neutronów oraz zmiany składu paliwa na skutek transmutacji i rozpadów promieniotwórczych zostały przeprowadzone za pomocą kodu MCB (The Monte Carlo Continuous Energy Burnup Code). Model numeryczny opracowany w celu przeprowadzenia symulacji Monte Carlo został zbudowany na podstawie geometrii oraz składu materiałowego kasety paliwowej typu 17x17 używanej w rektorach wodnych ciśnieniowych PWR (Pressurized Water Reactor). Kaseta zawiera czyste paliwo uranowe jak i paliwo z dodatkiem wypalającej się trucizny – Gd2O3. Obecność wypalającej się trucizny istotnie wpływa na charakterystyki kasety paliwowej w polu neutronów, co zostało poddane analizie w zaprezentowanym artykule. Głównymi parametrami otrzymanymi w symulacji numerycznej są: reaktywność układu, wypalenie paliwa oraz ewolucje wybranych nuklidów, takich jak U235, Pu239, Pu241, Gd155 oraz Gd157. Wyniki symulacji numerycznej przeprowadzonej przy pomoc kodu MCB są zgodne z prawidłowościami fizyki rdzenia rektorów jądrowych typu PWR. Opracowana metodologia symulacji rdzenia reaktora jądrowego PWR na poziomie kasety paliwowej z dużą wiarygodnością odzwierciedla rzeczywiste zachowanie systemu.
EN
The Study focuses on the Monte Carlo modelling of the nuclear reactor core at the level of the fuel subassembly. The simulations of neutron transport and fuel depletion due to the nuclear transmutations and decays were performed using The Monte Carlo Continuous Energy Burnup Code – MCB. The numerical model developed for the Monte Carlo simulation was built using the engineering geometry and material composition of the 17x17 fuel subassembly for Pressurized Water Reactor (PWR). The 17x17 fuel subassembly contains pure uranium fuel as well as Gd2O3 bearing fuel. The Gd2O3 burnable poison significantly influences the characteristics of the fuel subassembly in the neutron field, which was shown in the paper. The main parameters obtained in the simulation are: system reactivity, fuel burnup and evolutions of the U235, Pu239, Pu241, Gd155 and Gd157. The results of the numerical simulation performed with the MCB code show good agreement with the theoretical predictions of the nuclear reactor physics. The developed methodology for the numerical simulation of the PWR core at the level of the fuel subassembly with high accuracy reflects the reality.
4
Content available remote Evaluation of current trends in the development of safety systems for nuclear power plants
Bury T., Składzień J.
Archiwum Energetyki
|
2010
|
nr 1/2
31-50
EN
The nuclear power share in the world's electricity production is about 16-17%. There are almost 440 nuclear reactors operating today and over 60 being constructed in the world. Most of them are pressurized water reactors. Two trends in safety systems development may be observed: an evolutionary approach and a revolutionary approach. The paper deals with the evaluation of these trends based on the results of simulations of loss-of-coolant accidents for two selected designs of the third generation pressurized water reactors: EPR and AP-1000.
PL
Udział energetyki jądrowej w światowej produkcji energii elektrycznej wynosi obecnie 16-17% Na świecie pracuje prawie 440 energetycznych reaktorów jądrowych, a ponad 60 jest budowanych. Większość z nich to reaktory wodne ciśnieniowe. Aktualnie można zaobserwować dwa trendy w rozwoju systemów bezpieczeństwa elektrowni jądrowych: podejście ewolucyjne oraz podejście rewolucyjne. W pracy podjęto próbę oceny tych dwóch trendów w oparciu o wyniki symulacji awarii rozszczelnieniowych dla dwóch wybranych rozwiązań konstrukcyjnych reaktorów wodnych ciśnieniowych trzeciej generacji: reaktora EPR oraz AP-1000.
5
Content available remote Current development trends in nuclear power engineering
Anglart H.
Archiwum Energetyki
|
2010
|
nr 1/2
3-17
EN
on the nuclear energy can be compared to the situation that took place in the sixties and early seventies of the past century, when the potential of the nuclear energy seemed to be almost unlimited. However, today's enthusiasm, frequently referred to as the nuclear renaissance, is different. The nuclear community learned its lessons, such as resulting from the two major accidents in Three Mile Island and in Chernobyl, but also resulting from the competition with other energy sources and - last but not least - due to the increasing public awareness of nuclear safety issues. Thus, the current trends of development in nuclear energy engineering have different priorities than in the past. Currently designed and constructed nuclear power plants will have so-called generation III+ reactors. Such reactors are designed with focus on safety and efficiency aspects. Future generation IV reactors are currently under development and subject of intensive world-wide research. These reactors will not only be safe and efficient, but also resistant to proliferation and will support the sustainable development in the nuclear energy field.
PL
Globalne ocieplenie klimatu spowodowane emisją gazów cieplarnianych spowodowało wzrost zainteresowania energetyką jądrową jako niezawodnym, wolnym od emisji dwutlenku węgla, źródłem energii elektrycznej. Obecny optymizm związany z energetyką jądrową można porównać do sytuacji, która miała miejsce w latach sześćdziesiątych i początku lat siedemdziesiątych ubiegłego stulecia, kiedy to potencjalne możliwości energetyki jądrowej wydawały się nieograniczone. Jednakże dzisiejszy entuzjazm, często określany jako renesans energetyki jądrowej, jest odmienny. Przemysł jądrowy zdobył nowe doświadczenia głównie dzięki dwom poważnym awariom, które miały miejsce w Three Mile Island w Stanach Zjednoczonych i w Czernobylu na Ukrainie, jak również na skutek wzrostu konkurencyjności innych źródeł energii elektrycznej, czy też w końcu dzięki wzrostowi świadomości opinii publicznej. Na skutek tego, współczesne trendy rozwoju energetyki jądrowej wynikają z innych priorytetów niż to miało miejsce w przeszłości. Obecnie projektowane i budowane elektrownie jądrowe będą wyposażone w reaktory jądrowe generacji III+. Główny nacisk w projektowaniu takich reaktorów jest kładziony na względy bezpieczeństwa i na efektywność eksploatacji. Światowe ośrodki badawcze pracują obecnie nad rozwojem reaktorów jądrowych IV generacji. Takie reaktory będą nie tylko bezpieczne i wydajne, ale również odporne na rozprzestrzenianie materiałów jądrowych i zapewnią zrównoważony rozwój energetyki jądrowej.
6
Content available remote Concept of incorporating a peak-load hydrogen turbine into the second loop of pressurised-water reactor power unit
Uzunow N.
Archiwum Energetyki
|
2010
|
nr 1/2
161-171
EN
According to the presented concept, a peak-load hydrogen turbine is added to a classical water-steam system of nuclear power unit with pressurised-water reactor. The new system's characteristic feature is the presence of two heat sources: a set of nuclear steam generators and a hydrogen-oxygen combustion chamber. The main idea is to create a system capable to operate in two modes, with one or two heat sources, what leads to a significant output change. The proposed system's flow diagram and expected performance are discussed, as well as the circumstances, which led to its elaboration.
PL
Przedstawiona koncepcja polega na dołączeniu szczytowej turbiny wodorowej do klasycznego układu wodno-parowego bloku energetycznego z reaktorem wodnym ciśnieniowym. Cechą charakterystyczną nowego układu jest obecność dwóch źródeł ciepła, zestawu jądrowych wytwornic pary oraz wodorowo-tlenowej komory spalania. Główną ideą jest stworzenie systemowej możliwości pracy w dwóch reżimach, z jednym lub dwoma źródłami ciepła, co prowadziłoby do znacznych zmian wydajności. Omówiono schemat cieplny i spodziewane osiągi proponowanego układu, tudzież okoliczności, które doprowadziły do powstania tej koncepcji.
7
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.
8
Content available remote Hydrogen-induced intergranular embrittlementt of ni-base alloys used for steam generator tubes
Coudurier A., Odemer G., Chene J., Raquet O.
Advances in Materials Science
|
2007
|
Vol. 7, nr 1(11)
124-132
EN
The hydrogen-induced intergranular rupture of alloys 600, 690 and 82 has been investigated in order to improve the understanding of the possible role of hydrogen on the Stress Corrosion Cracking (SCC) sensitivity of these alloys when exposed to primary water in Pressurized Water Reactors (PWR). Small tensile specimens were hydrogenated at 150°C by cathodic charging in molten salts in order to introduce a controlled amount of hydrogen homogeneously distributed in the samples. The hydrogen concentration in the samples and its dependence on the alloys chemistry and microstructure and on additional desorption annealing was measured by using the thermal fusion method. The role of H on the strain hardening and on the tensile properties of the alloys was investigated at room temperature. SEM was used to characterize the extent of H-induced intergranular cracking. Hydrogenated samples exhibit a strong H-induced ductility lass associated with intergranular fracture. The extent of both the ductility lass and the intergranular rupture strongly depends on the chemical composition and on the microstructure of the alloys. Alloy 82, representative of the weld alloy 600, exhibits the largest HE susceptibility whereas alloy 690 is the less affected by H absorption. The tensile properties recorded after desorption annealing illustrate the reversible character of H-induced intergranular rupture and demonstrate the predominant role, in the mechanism responsible for the ductility lass, of diffusible hydrogen and its interaction with defects involved in the plastic deformation such as dislocations.
9
Content available remote Simulations of loos-of-coolant accidents for containments of the second and the third PWR generation
Bury T., Składzień J.
Archives of Thermodynamics
|
2006
|
Vol. 27, no. 4
45-56
EN
The work deals with modeling of thermal-hydraulic processes taking place within a containment of a pressurized water reactor (PWR) during the Loss-of-Coolant Accident - LOCA. Aim of the work is to compare thermodynamic consequences of the LOCA within containment.s of pressurized water reactors of the second and the third generation types. Simulations have been conducted for the two-loop Westinghouse PWR and for design data of the AP-600 reactor. Calculations have been realized using a computer code HEPCAL-AU worked out at the Institute of Thermal Technology of the Silesian University of Technology, and using the PWR reactor simulator made by the Cassiopeia Technologies. A set of multi-variant simulations for different accident scenarios have been accomplished. Based on the obtained results the analysis of the effectiveness of functioning of the considered systems has been done. The selected results of calculations and the most important conclusions are presented in the paper.
10
Analiza termodynamiczna przebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem PWR
Fic A., Składzień J., Skorek J., Szczurek J.
Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska
|
2000
|
z. 14
45-50
PL
W pracy przedstawiono wyniki analizy termodynamicznej przebiegu awarii rozszczelnieniowej w bloku z reaktorem wodnym ciśnieniowym. Rozpatrzono różne intensywności wypływu wody z obiegu pierwotnego do wnętrza budynku reaktorowego. Obliczenia wykonano dla konkretnego bloku z reaktorem WWER-1000 i obudowy bezpieczeństwa (układ lokalizacji awarii - ULA) typu containment oraz z reaktorem WWER-440, którego układem lokalizacji awarii wyposażonym w wieżę z półkami wodnymi. Wyniki mają postać wykresów zmienności charakterystycznych parametrów termodynamicznych, głównie ciśnienia, w funkcji czasu w wybranych miejscach budynku reaktorowego.
EN
Results of thermal analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA) for containment systems of Pressurized Water Reactors (PWR) WWER-440 and WWER-1000 are discussed in the paper. WWER-440 reactors are equipped in atypical containment systems with an additional water condenser in special tower. The WWER-1000 reactors is located in typical containments with spraying systems to decrease over pressure during LOCA. The changes of pressure during LOCA in the considered containments are computed and analysed for LOCA accidents with various intensity of coolant blowdown
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.