PL
 |
EN
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników
Powiadomienia systemowe
  • Sesja wygasła!
  • Sesja wygasła!
  • Sesja wygasła!
  • Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 12

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  reaktor wodny ciśnieniowy
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Problem wypalonego paliwa jądrowego. Ocena ilościowa
Bury Tomasz
Energetyka Cieplna i Zawodowa
|
2023
|
Nr 1
68--72
PL
W listopadzie 2022 roku głośno było o decyzjach dotyczących wyboru technologii i jej dostawcy dla pierwszej polskiej elektrowni jądrowej. Coraz częściej mówi się także o wykorzystaniu małych, modułowych reaktorów jądrowych. Wiedza o potencjalnej ilości wypalonego paliwa jądrowego oraz innych rodzajów odpadów promieniotwórczych z tych jednostek jest tu kluczowa do odpowiedniego zaplanowania gospodarki tymi materiałami.
2
Content available Modelowanie pracy reaktora wodno-ciśnieniowego podczas pierwszej kampanii paliwowej
Sierchuła J.
Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering
|
2018
|
No. 94
51--61
PL
W 2017 roku na świecie eksploatowanych było 449 reaktorów jądrowych, z czego ponad 60% stanowiły reaktory wodno-ciśnieniowe. Jednym z najnowocześniejszych reaktorów tego typu jest reaktor AP1000, opracowany przez firmę Westinghouse. Wymieniona konstrukcja brana jest również pod uwagę pod kątem budowy pierwszej w Polsce elektrowni jądrowej, ze względów zarówno ekonomicznych, technicznych, jak i zaimplementowanych systemów bezpieczeństwa, które zostały w niej bardzo rozbudowane. W poniższej pracy, poza przedstawieniem układu technologicznego reaktora AP1000, został zaprezentowany jego model, umożliwiający między innymi badanie wpływu ułożenia kaset paliwowych na współczynnik mnożenia neutronów/reaktywność, wyznaczanie gęstości strumienia neutronów w rdzeniu czy badanie poziomu wypalenia paliwa jądrowego. Uzyskane wyniki zostały poddane analizie i odniesione do danych literaturowych w celu weryfikacji stworzonego modelu.
EN
Over 449 nuclear reactors have been operating in the world in 2017. More than 60% of them were the pressurized water reactors. One from the most modern reactors of this type is the AP1000 reactor, developed by Westinghouse. The mentioned construction is also taken into account in terms of the construction of the first nuclear power plant in Poland, for both economic and technical reasons as well as very well developed safety systems. In the following work, apart from the presentation of the AP1000 reactor technology system, the model of reactor core was presented. Above-mentioned model allows, among other things, to investigate the impact of fuel assemblies on the neutron multiplication factor/reactivity, determination of neutron flux density in the core or level of fuel burnout. The obtained results were analyzed and referenced to the literature data in order to verify created model.
3
Content available 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
EN
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.
4
Content available Rozruch elektrowni jądrowej na przykładzie symulatora C-PWR
Sierchuła J.
Poznan University of Technology Academic Journals. Electrical Engineering
|
2017
|
No. 90
203--212
PL
Elektrownia jądrowa z reaktorem wodnym ciśnieniowym (PWR) składa się z dwóch części: jądrowej oraz konwencjonalnej. Część konwencjonalna jest typowa dla wszystkich elektrowni cieplnych, przy czym od węglowych, różni się głównie niższymi parametrami czynnika roboczego. Istotną różnicę stanowi natomiast obieg jądrowy, którego głównym elementem jest reaktor jądrowy. W reaktorze wytwarzane jest ciepło, transportowane następnie do wytwornicy pary. Szereg procesów związanych z wytwarzaniem, transportem i przetwarzaniem energii cieplnej umożliwia finalnie produkcję energii elektrycznej. W pracy został przedstawiony przebieg rozruchu elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym ciśnieniowym (PWR), obejmujący początkową pracę pomp oraz stabilizatora ciśnienia w celu zwiększenia temperatury i ciśnienia czynnika roboczego w obiegu pierwotnym oraz stopniowe zwiększanie reaktywności w rdzeniu do uzyskania parametrów znamionowych reaktora. Wszystkie wyżej wymienione procesy zostały zasymulowane w programie C-PWR oraz poddane dogłębnej analizie.
EN
The nuclear power plant with pressurized water reactor (PWR) consists two parts: the nuclear and conventional. The conventional part is typical for all thermal power stations, but is characterized by lower parameters of working medium. The main difference is the primary circuit with nuclear reactor. In the reactor heat is generated and then transported to the steam generator. A number of processes associated with the production, transport and processing of thermal energy allows finally the production of electricity. The paper presents start-up process of nuclear power plant with pressurized water reactor (PWR), which includes an initial operation of the pumps and pressurizer in order to increase the temperature and pressure of the working medium in the primary circuit and the gradual reactivity increase in reactor core. All of above mentioned processes were simulated in the C-PWR and thoroughly analysed.
5
Content available remote Thermal-hydraulic analysis of single and multiple steam generator tube ruptures in a typical 3-loop PWR
Koszela Z., Sokołowski Ł.
Journal of Power Technologies
|
2015
|
Vol. 95, nr 3
175--182
EN
The response of the full-scale three-loop Pressurized Water Reactor (PWR) RELAP5 computational model on Steam Generator Break Rupture (SGBR) was investigated in this paper. This model was analyzed in terms of its applicability and performance regarding the research task conducted by Warsaw University of Technology and the National Center for Research and Development inWarsaw, Poland. In the paper break sizes corresponding to one, three and six ruptured tubes (which conform to a Loss-of-Coolant event break size area of 0.02%, 0.054 and 0.11%) were studied at three different locations (at the top of the hot-leg side tubesheet, U-bend and at the top of the cold-leg side tubesheet). The reactor at issue was a three-loop PWR of Westinghouse design with thermal output of 2775 MWt.
6
Content available Characterization of Cladding Hull Wastes from Used Nuclear Fuels
Kang K. H., Lee C. H., Jeon M. K., Han S. Y., Park G. I., Hwang S.-M.
Archives of Metallurgy and Materials
|
2015
|
Vol. 60, iss. 2B
1199--1203
EN
Used cladding hulls from pressurized water reactor (PWR) are characterized to provide useful information for the treatment and disposal of cladding hull wastes. The radioactivity and the mass of gamma emitting nuclides increases with an increase in the fuel burn-up and their removal ratios are found to be more than 99 wt.% except Co-60 and Cs-137. In the result of measuring the concentrations of U and Pu included in the cladding hull wastes, most of the residues are remained on the surface and the removal ratio of U and Pu are revealed to be over 99.98 wt.% for the fuel burn-up of 35,000 MWd/tU. An electron probe micro-analyzer (EPMA) line scanning shows that radioactive fission products are penetrated into the Zr oxide layer, which is proportional to the fuel burn-up. The oxidative decladding process exhibits more efficient removal ratio of radionuclides.
7
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.
8
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.
9
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.
10
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.
11
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
12
Analiza termodynamiczna przebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem wodnym ciśnieniowym
Fic A., Składzień J., Skorek J., Szczurek J.
Zeszyty Naukowe. Energetyka / Politechnika Śląska
|
1999
|
z. 131
65-79
PL
W pracy przedstawiono układ lokalizacji awarii zainstalowany w obudowie bezpieczeństwa reaktora WWER-440. Dla układu takiego w latach ubiegłych w ITC Pol. Śl. opracowano kompleksowy, obliczeniowy model termodynamiczno-matematyczny o charakterze różnicowym. Model ten został opisany w sposób skrótowy, a następnie przedstawiono wyniki przykładowych obliczeń, których głównym celem było wyznaczenie czasowej zmienności parametrów termicznych w wybranych punktach wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, po wystąpieniu rozszczelnienia obiegu pierwotnego. Obliczenia wykonano dla różnych wartości strumienia chłodziwa wydostającego się z obiegu pierwotnego do budynku reaktora WWER-440 po powstaniu awarii rozszczelnieniowej i przy istnieniu tzw. wieży lokalizacji awarii.
EN
The operation of the pressure suppression system of the containment of a WWER-440 nuclear reactor is analyzed in the paper. For such a system mathematical model and computer code has been worked out at the Institute of Thermal Technology of the Silesian Technical University. This model is described in the paper in shortened form and then there are presented the results of initial exemplary numerical calculations. The main scope of these calculations is determining of time variability of some thermal parameters in some points inside the reactor containment after the loss-of-coolant accident for different streams of leaking reactor coolant. The calculations were performed for different values of the reactor coolant stream flowing out from the primary circuit to the internal space of the containment of teh WWER-440 reactor after the rupture of this circuit.
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.