Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: reactor containment

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Przykłady stosowania wymagań dotyczących budowy obiektów energetyki jądrowej

Piotrowski T., Prochoń P.

Materiały Budowlane

2017

nr 12

84--85

W artykule przedstawiono europejskie przykłady zastosowania wymagań dotyczących wykonywania konstrukcji w obiektach energetyki jądrowej. Zawiera on doświadczenia we wdrażaniu zagranicznych lub międzynarodowych szczegółowych wymagań w projektach jądrowych realizowanych w Szwecji, Francji, Finlandii i Wielkiej Brytanii. Z przytoczonych przykładów wynika, że niezależnie od przyjętego scenariusza jest to proces bardzo złożony, kosztowny i długotrwały, wymagający współpracy wielu środowisk. Jest to bardzo istotne z punktu widzenia realizacji Polskiego Programu Energetyki Jądrowej (PPEJ), którego aktualizacja zgodnie z zapowiedziami Ministerstwa Energii zostanie przekazana Radzie Ministrów do końca 2017 r.

The paper presents European examples of the use of requirements for construction of structures in nuclear power facilities. It contains experience in implementing foreign or international detailed requirements in ongoing nuclear projects in Sweden, France, Finland and United Kingdom. The quoted examples show that regardless of the adopted scenario, it is a very complex, expensive and long-term process that requires cooperation of many environments. This is very important from the implementation of the Polish Nuclear Power Program point of view. As announced by the Ministry of Energy its update will be relayed to the Council of Ministers by the end of 2017.

Coupling of CFD and lumped parameter codes for thermal-hydraulic simulations of reactor containment

Bury T.

Computer Assisted Methods in Engineering and Science

2013

Vol. 20, no. 3

195--206

The work deals with thermal-hydraulic analyses of a pressurized water reactor containment response to accidents caused by a rupture of primary circuit. The in-house system computer code HEPCAL-AD and CFD ANSYS Fluent have been coupled for these simulations. The aim of this work is verification of possible ways of the codes coupling. The assessment of each method has been done by comparing the computational results with experimental data obtained from testing rigs of the AP-600 reactor containment cooling system. Additional simulations of a loss-of-coolant accident (LOCA) have been carried out as well, and compared with outcomes of the AP-600 reactor simulator.