Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 3

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: reaktor wodno-ciśnieniowy

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.

Układy pompowe w obwodzie pierwotnym bloku jądrowego z reaktorem wodno-ciśnieniowym

Pollak J.

Pompy, Pompownie

2011

nr 2 (141)

22-22

Podstawowe informacje o najważniejszych układach pompowych i parametry pomp bloku o mocy 1300 MW.

Basic information about the most important pump systems and parameters of pumps in a 1,300 MW power unit.

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

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.