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

Znaleziono wyników: 22

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  reaktory jądrowe
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
1
Technologie jądrowe w planach inwestycyjnych przedsiębiorstw ciepłowniczych – podsumowanie badania ankietowego dla Narodowego Centrum Badań Jądrowych
Dekarz Dariusz
Energetyka
|
2023
|
nr 2
96--100
PL
Przeprowadzone w 2021 r. przez „Energopomiar” Sp. z o.o. wśród elektrociepłowni zawodowych i przemysłowych oraz ciepłowni badanie ankietowe pokazało, jak dużym zainteresowaniem cieszy się w Polsce wdrożenie technologii jądrowych. Zastosowanie reaktorów skali małej (SMR – Small Modular Reactor) i mikro (MMR – Micro Modular Reactor) jest postrzegane jako sposób na rezygnację ze spalania paliw kopalnych (dekarbonizacja) i dążenie do osiągnięcia neutralności klimatycznej. Perspektywa zastosowania technologii jądrowych w ciepłownictwie wydaje się jednak na chwilę obecną raczej odległa, stąd też poszczególne przedsiębiorstwa szukają rozwiązań dostępnych aktualnie na rynku.
2
Content available Safeguard w małych reaktorach modularnych −SMR
Rzymkowski Krzysztof
Postępy Techniki Jądrowej
|
2022
|
z. 2
22--28
PL
W opracowaniu przedstawiono podstawowe cechy systemu zabezpieczeń w projektowanych Małych Reaktorach Modularnych – SMR. Rozpowszechnienie małych reaktorów jądrowych budzi uzasadnioną obawę przed ewentualnym rozprzestrzenieniem materiałów jądrowych. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA) opracowuje zalecenia dotyczące kontroli tych materiałów w nowo powstających małych reaktorach o bardzo różnorodnych konstrukcjach na etapie projektowania.
EN
The paper presents the basic features of the safeguard at the designed Small Modular Reactors – SMR. The spreading of small nuclear reactors gives rise to a well-founded fear of the possible proliferation of nuclear material. The International Atomic Energy Agency (IAEA) is developing recommendations for the control of these materials in newly developed small reactors of a wide variety of designs at the design stage.
3
Paliwowa wizja przyszłości
Sikorski Wojciech
Energetyka Cieplna i Zawodowa
|
2021
|
Nr 4
66--67
PL
Zapotrzebowanie energetyczne w ujęciu światowym z każdym rokiem się zwiększa. Stale napędzany konsumpcjonizm ugruntowuje i tak niepodważalną rolę rozwoju przemysłowego. Tempo tego przyrostu niejednokrotnie jest przyczynkiem do zastanowienia się nad tym, czy będziemy w stanie sprostać wymaganiom przyszłości pod względem zapewnienia odpowiedniej ilości surowców energetycznych?
4
Content available Trzy scenariusze energetyki jądrowej w Polsce
Mikulski A.
Postępy Techniki Jądrowej
|
2018
|
z. 1
26--29
PL
W artykule przedstawiono trzy możliwe scenariusze rozwoju energetyki jądrowej w Polsce oparte o duże bloki energetyczne, reaktory wysokotemperaturowe i zintegrowane bloki wodno-ciśnieniowe. Pierwszy jest kontynuacją kierunku określonego w Programie Polskiej Energetyki Jądrowej w 2009 r. wraz z przedstawieniem, co zostało zrealizowane w tym czasie oraz wymogiem weryfikacji tego kierunku. Drugi stanowi nowy kierunek zastosowania reaktorów jądrowych w celach kogeneracyjnych, czyli równoczesnego wytwarzania ciepła technologicznego i energii elektrycznej w nowych i obiecujących konstrukcjach. Natomiast trzeci kierunek stanowią obiekty o zmniejszonej mocy wodno-ciśnieniowych z pomysłem integracji całego obiegu pierwotnego w jednym zbiorniku. Bloki te ze względu na zwiększone bezpieczeństwo eksploatacyjne nie wymagają rozległej strefy bezpieczeństwa i mogłyby być lokalizowane w istniejących elektrowniach w ramach ich modernizacji. Poza tym będą znacznie tańsze i budowane w znacznie krótszym czasie, a umieszczone po kilka w jednej lokalizacji mogą dostarczać moc porównywalną z dużymi blokami jądrowymi.
EN
The paper presents three potential scenarios for the development of nuclear power in Poland based on: high power PWRs, high temperature reactors and integrated pressurized water cooled reactors. The first scenario is the continuation of the Polish Nuclear Power Program of 2009, supplemented by a short description of what has been achieved already, subject to further confirmation. The second scenario is the new possibility of using nuclear reactors for the cogeneration of technological heat and electricity using new, promising constructions of high temperature gas cooled reactors (HTGR). The third scenario is a construction of lower-power PWRs with an integrated primary loop in the one vessel (iPWR). Due to increased operational safety, such blocks require smaller safety zones and therefore may localized within refurbished old conventional power plants. Furthermore such blocks are cheaper to produce, faster to construct and, with several located in the same place, can deliver a power comparable to that from existing high power nuclear blocks.
5
Content available remote Perspektywy energetyki jądrowej w Europie
Tolak Ł.
Elektroenergetyka : współczesność i rozwój
|
2016
|
Nr 1(15)
75--78
PL
Zgodnie z opublikowaną na początku kwietnia prognozą KE udział energetyki jądrowej w europejskich mocach wytwórczych energii elektrycznej powinien ulec do 2050 r. jedynie niewielkiej korekcie. Biorąc pod uwagę wiek i stan techniczny obecnie pracujących reaktorów, oznacza to potrzebę wymiany całej floty w perspektywie 35 lat i koszty na poziomie około 500 mld euro. Raport ekspertów unijnych, mimo uwzględnienia wyzwań i problemów związanych z realizacją powyższej wizji, wydaje się jednak zbyt optymistyczny. Obraz przedstawiony w prognozie KE może wymagać istotnej korekty ze względu na ogólną kondycję przemysłu jądrowego w Europie i na świecie, jak również rosnące koszty inwestycyjne związane z budową reaktorów najnowszej generacji. Poniższy artykuł jest próbą identyfikacji najważniejszych wyzwań związanych z realizacją europejskiego programu jądrowego w perspektywie najbliższych 25-30 lat.
EN
In the European Commission’s forecast, published at the beginning of April, the share of nuclear energy in EU electricity production by 2050 seems to remain almost unchanged. This will mean the need to replace almost all existing reactors and capital expenditure on the level of 500 billion Euro. The Commission's opinion, despite the proper identification of the problems associated with the implementation of this plan, seems firmly too optimistic. The vision presented by experts in Brussels might be strongly influenced by the overall condition of the nuclear industry, as well as the investment costs of new nuclear power plants. This article attempts to identify the major challenges facing European nuclear programs over the next 25-30 years.
6
Content available remote Analiza techniczno-energetyczna preferowanych obiegów termodynamicznych mobilnych wysokotemperaturowych siłowni jądrowych
Kowalczyk T., Głuch J., Badur J., Ziółkowski P.
Zeszyty Naukowe Politechniki Rzeszowskiej. Mechanika
|
2014
|
z. 86 [290], nr 1
35--42
PL
Artykuł przedstawia analizę techniczno-energetyczną możliwości współpracy preferowanych obiegów turbin cieplnych dużych mocy z wysokotemperaturowym reaktorem jądrowym chłodzonym helem w zastosowaniach mobilnych. Reaktory jądrowe wysokotemperaturowe (HTR) stwarzają możliwość podnoszenia parametrów obiegów parowych do poziomu bloków nadkrytycznych, jak również zastosowania obiegu Joule’a-Braytona w energetyce jądrowej. W miarę zaostrzania norm emisji energetyka jądrowa w tym ujęciu może stanowić realną alternatywę ekonomiczną dla silników cieplnych zasilanych paliwami kopalnymi. Z punktu widzenia termodynamicznego, ekonomicznego i ekologicznego stosowanie obiegów cieplnych opartych o reaktory HTR jest zabiegiem korzystnym.
EN
The paper presents technical analysis of the possibility of cooperation of preferred thermodynamic cycles of large turbines with high temperature helium cooled nuclear reactors (HTR) in mobile applications. HTR reactors bring the possibility of the increase of live steam parameters in steam turbine cycle up to the supercritical point and also use Jule-Brayton thermodynamic cycle in the nuclear power engineering. Due to increasing environmental protection regulations the nuclear power engineering can become real alternative for engines powered by fossil fuels. From the thermodynamic, economic and ecological point of view the energy application of heat cycles based on HTR reactors is profitable.
7
Content available Thermodynamic analysis of a generation IV SCWR nuclear power plant cycle
Dzida M., Frost J.
Journal of Polish CIMAC
|
2014
|
Vol. 9, no 1
17--24
EN
This article presents a flow and thermodynamic analysis of a Generation IV nuclear cycle. An SCWR (Supercritical water reactor) is a high temperature and high pressure reactor that uses water at a temperature above its thermodynamic critical point as the working fluid. The cycle used for the calculations consists of one interstage superheater and 7 regenerative heat exchangers. Division pressure was optimized in view of the cycle efficiency, and the possibility of using another pressure value that would be more beneficial due to the structure of the grid of blades was mentioned.
8
Content available remote Zaawansowane technologie reaktorów jądrowych GE Hitachi
Powell D., Hunt B., Hinds D., Dahlgren Ch., Miller G., Beard J.A.
Spektrum
|
2013
|
nr 9-10
XXVI--XXVIII
PL
Scharakteryzowano najnowsze typy reaktorów jądrowych produkowanych przez GE Hitachi. Są to: zaawansowany reaktor wodny wrzący ABWR, ekonomiczny uproszczony wodny reaktor wrzący ESBWR oraz zaawansowany reaktor PRISM. Stwierdzono, że energia jądrowa sprawdziła się w Europie jako bezpieczne, długoterminowe i stabilne źródło energii.
EN
Characterized are the latest types of nuclear reactors produced by GE Hitachi. They are: an advanced boiling water reactor ABWR, an economic simplified boiling water reactor ESBWR and an advanced reactor PRISM. Expressed is the opinion that nuclear energy proved itself to be a safe, long-term and stable energy source for Europe.
9
Przyszłość energetyki jądrowej na świecie (cz. I)
Jaskólski M., Kaczmarek A.
Wiadomości Elektrotechniczne
|
2012
|
R. 80, nr 1
18-21
PL
Przedstawiono wybrane projekty reaktorów jądrowych zaliczanych do IV generacji oraz poddano analizie słuszność kierunków badań nad rozwojem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy.
EN
The paper presents selected designs of nuclear reactors rated among fourth generation units and analyses rightness of research directions on development of small and medium power nuclear reactors.
10
Przyszłość energetyki jądrowej na świecie
Jaskólski M., Kaczmarek A.
Wiadomości Elektrotechniczne
|
2012
|
R. 80, nr 2
33-35
PL
Przedstawiono wybrane projekty reaktorów jądrowych zaliczanych do IV generacji oraz poddano analizie słuszność kierunków badań nad rozwojem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy.
EN
The paper presents selected designs of nuclear reactors ranked among 4th generation ones and analyses development trends of small and medium power nuclear reactors.
11
Content available remote Reaktory prędkie IV generacji chłodzone ciekłymi metalami
Darnowski P.
Spektrum
|
2012
|
nr 11-12
XXII-XXIX
PL
Omówiono podstawowe zagadnienia związane z projektowaniem reaktorów chłodzonych ciekłymi metalami, które najprawdopodobniej w przyszłości będą trzonem całej technologii reaktorów prędkich. Przedstawiono rozważania na temat technologii, jaka będzie wykorzystana w pierwszym reaktorze IV generacji. Nakreślono niektóre z najważniejszych zagadnień dotyczących reaktorów prędkich powielających chłodzonych ciekłym metalem - LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
EN
Discussed are basic problems connected with designing of liquid metal cooled reactors which most probably in the future will be the main core of the whole fast reactors technology. Presented are speculations on technology which can be applied in the first of 4th generation fast reactors. Outlined are some of the most important problems concerning fast breeder reactors cooled by liquid metal - LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
12
Content available remote Pumps of molten metal based on magnetohydrodynamic principle for cooling high-temperature nuclear reactors
Dolezel I., Donatova M., Karban P., Ulbrych B.
Przegląd Elektrotechniczny
|
2009
|
R. 85, nr 4
13-15
EN
Pumps of molten metals based on magnetohydrodynamic principle represent an advantageous alternative to classical rotational pumps used for cooling of some types of nuclear reactors. The paper deals with the mathematical and computer modelling of their operation. The theoretical analysis is illustrated by an example whose results are discussed.
PL
Magnetohydrodynamiczne pompy do płynnych metali to obiecująca alternatywa do klasycznych pomp rotacyjnych używanych w obwodach chłodzących niektórych typów reaktorów jądrowych. W artykule opisano matematyczny i numeryczny model takiej pompy. Analizę teoretyczna zilustrowano przykładowymi wynikami obliczeń. Omówiono wyniki obliczeń pod katem optymalnej konstrukcji pompy magnetohyrodynamicznej.
13
Reaktory jądrowe - historia i perspektywy
Berowski P.
Nowa Elektrotechnika
|
2009
|
nr 1 (53)
5-8
14
Model numeryczny i analiza cieplno-przepływowa eksperymentu CASP-3
Piłat M., Bury T.
Modelowanie Inżynierskie
|
2009
|
T. 6, nr 37
233-240
PL
W pracy przedstawione zostały wyniki analizy cieplno-przepływowej eksperymentu fizycznego, którego celem było odtworzenie warunków przepływu ciepła w obudowie bezpieczeństwa wodnego ciśnieniowego reaktora jądrowego po rozszczelnieniu pierwotnego obiegu chłodzenia. Do symulacji wykorzystano komercyjny pakiet CFD Fluent oraz dwuwymiarowe modele rozważanego obiektu.
EN
The paper presents results of thermal-hydraulic analysis of a physical experiment aimed in reconstruction of heat transfer conditions within containment of a pressurized water reactor after a rupture of the primary cooling circuit. The commercial CFD package Fluent has been used for simulations of the experiment. The simulations have been realized for two-dimensional models of the object under consideration.
15
Oferowane Polsce reaktory jądrowe i potencjalne lokalizacje pierwszej E.J.
Adamski J.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2007
|
T. 1, z. 25
9-18
PL
Dokonano przeglądu proponowanych typów reaktorów jądrowych i lokalizacji pierwszej polskiej elektrowni jądrowej. Po odkryciu reakcji rozszczepienia głównym celem było wyprodukowanie materiału rozszczepialnego na bomby jądrowe Dopiero po 13 latach uruchomiono w Obnińsku reaktor dla energetyki. Zdawano sobie sprawę, że wykorzystanie uranu wymusi budowę reaktorów mnożących, chociaż są drogie i kłopotliwe w eksploatacji. W latach 1980 - 1990 analizowano różne lokalizacje budowy elektrowni jądrowych w Polsce. Jedną z propozycji była EJ. nad Wisłą w Nieszawie. Aktualnie w roku 2007 wydaje się, że jest to lokalizacja posiadająca szereg zalet. W niniejszym opracowaniu dla tej lokalizacji, dobrano i zaproponowano typ reaktora jądrowego. Omówiono cykl paliwowy, począwszy od produkcji paliwa jądrowego, a kończąc na przerobie i składowaniu zarówno paliwa jak i odpadów promieniotwórczych. Należytą wagę poświęcono edukacji społeczeństwa w zakresie ochrony przed ujemnymi skutkami promieniowania jonizującego i wpływu E.J .na otoczenie w trakcie normalnej pracy jak i w przypadku awarii typu LOCA. W Polsce nie uczy się na odpowiednim poziomie fizyki i matematyki. Jedną z przyczyn niechęci społeczeństwa do rozwoju energetyki jądrowej jest niewiedza.
EN
It is not easy to chois thr first nuclear reactor for Poland. We must agreed that we should have in the future breeder reactor, to produce nuclear fuel. LMFBR is very expensive and difficult in operation. It is not a reactor for the country like Poland who is going to build his first nuc­lear power plant. For that reason we should build PWR reactor, who is safe.and imple in operation.The settelment our first NPP with PWR reactor shoul be on the river shore, e.g. in the Nieszawa area.
16
Analiza usuwania aerozoli z obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego
Adamski J.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2005
|
z. 24
5--16
PL
Przedstawiono analizę zachowania się radioaktywnych cząsteczek-aerozoli, wewnątrz obudowy bezpieczeństwa po awarii reaktora jądrowego typu LOCA. Badania dotyczą głównie zachowania się aerozoli pod wpływem koagulacji, oraz usuwania i kondensacji pary na cząsteczkach aerozolowych. Analizowano koagulację Browna, grawitacyjną i turbulentną. Rozważano mechanizmy osadzania, jak sedymentację, osadzanie spowodowane przez dyfuzję, termoforezę i dyfuzjoforezę.
EN
The main phenomena connected with transport and retention of aerosols have been described. The basic data on Brownian, gravitational and turbulent coagulation have been presented. The principal mechanism of deposition of aerosol particles on surfaces, including sedimentatioon, Brownian and Turbulent diffusion, and thermophoresis have been considered. The results of calculation have been shown. In the presented analysis the source term of radinuclide aerosols is due to LOCA accident.
17
Elektrownie z reaktorami jądrowymi najnowszych generacji źródłem taniej energii XXI wieku
Adamski J., Miller A.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2003
|
z. 23
15--25
PL
W pracy omówiono typy reaktorów jądrowych spotykane najczęściej w elektrowniach jądrowych. Z czynnych 438 reaktorów mocy większość to reaktory typu PWR i BWR. Inne typy reaktorów mocy byty budowane w ograniczonej ilości. Omówiono wracający do łask program budowy breederów. Oddzielny rozdział poświęcono najnowszym propozycjom przemysłu i ośrodków badawczych rozwoju reaktorów jądrowych drugiej generacji. Podano stan prac nad koncepcją Carla Rubia transmutacji długożyciowych radioizotopów na krótkożyciowe. Zwrócono uwagę na stan prac podstawowych w zakresie zjawisk spalacji i transmutacji. Wspomniano o pracach z zakresu syntezy lekkich jąder.
EN
The most important types of nuclear reactors which were build in the XX century to produce electricity are described. It was shown that in the second half of XX century the most safe power reactors in the Nuclear Power Plants were PWR it = WWER in Sowiet Union, SWR in Germany. It was shown that the fast breeder reactors are under construction in Japan, South Korea , China, India and Russia. The new (II second) generation nuclear reactors the energy source for XXI century are described. The "State of Art" works on Carlo Rubia concept and on synthesis reaction is mentioned.
18
Wpływ konstrukcji układu lokalizacji awarii na przebieg awarii rozszczelnieniowej w blokach z reaktorami WWER 440
Bury T.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2002
|
T. 1, z. 22
169-176
PL
Praca dotyczy modelowania matematycznego zjawisk termodynamicznych zachodzących w obudowach bezpieczeństwa wodnych reaktorów jądrowych w czasie awarii polegającej na rozszczelnieniu pierwotnego obiegu chłodzenia rdzenia reaktora. Wykorzystując opracowany wcześniej model matematyczny zjawisk termodynamicznych oraz kod komputerowy HEPCAL dokonano szeregu symulacji awarii dla różnych rozwiązań konstrukcyjnych układów lokalizacji awarii stosowanych w blokach z reaktorami WWER 440. Wyniki obliczeń porównano pod względem skuteczności łagodzenia skutków awarii. W pracy zaprezentowano wybrane wyniki symulacji oraz ich analizę.
EN
Influence of the accident localization system construction on the course of the primary circuit rupture accident in WER 440 units The Loss of Coolant Accident (LOCA) is one of the most dangerous accidents that may happen in units with the water nuclear reactors. Double-ended rupture of the main coolant line is assumed in the worst scenario. Reactors are equipped with accident localization systems (e.g. containment buildings, pressure suppression systems, emergency core cooling systems, venting and filtering systems) to prevent the release of the radioactive isotopes to the environment of the nuclear power plant. The course of such accident, mostly, is estimated using computer codes. The mathematical model of thermodynamic processes taking place within the containment of pressurized water reactor during LOCA is shortly described in this paper. Selected results of calculations for WER 440 reactors are presented.
19
Pole temperatury w układach do przechowywania zużytych prętów z reaktorów jądrowych
Ziemba A., Kolenda Z.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2002
|
T. 4, z. 22
1387-1394
PL
Składowanie w podziemnych kawernach zużytych prętów paliwowych z reaktorów jądrowych stanowi, w opinii publicznej, zagrożenie dla środowiska naturalnego, co odgrywa istotną rolę w procesie społecznej akceptacji dalszego rozwoju energetyki jądrowej. W artykule sformułowano problem brzegowo-początkowy wymiany ciepła w typowym podziemnym składowisku zużytych prętów jądrowych. Rozwiązanie uzyskano numerycznie z oszacowaniem błędów obliczeń wraz z określeniem optymalnej procedury obliczeniowej. Uzyskane wyniki obliczeń niestacjonarnego pola temperatury w pojedynczym elemencie (pojemniku) składowiska na wypalone paliwo porównano z modelem Tao PANGa [l].
EN
Spent fuel storage systems are dangerous for natural environment, what in fact could be social acceptance fundamental argument against further nuclear energy production growth. In this article initial-boundary value problem of heat transfer in typical underground spent fuel pool is formulated. Numerical solution with calculation error estimation and optimal calculation procedure is obtained. Results of calculation of unstable temperature field in single cell (container) of spent fuel storage with Tao PANG model [1] are compared.
20
Modeling of two-phase flow and heat transfer in nuclear reactors; overview of recent advances
Podowski M.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2001
|
z. 21
201-215
EN
Due to the complexity of multiphase flow phenomena, including both modeling and computational issues, a one-dimensional modeling framework has been typically used sofar in the analysis of boiling channels und systems. The growing range of applications and the needs for belfer understanding multiphase phenomena in nuclear technology, which include but are not limited to, the next generation reactors, require that analytical and computational tools be developed extending far beyond the current generation codes. The necessary innovations should encompass modeling concepts, numerical methods and computalional structure. It is interesting to note that in addition to technical advancements affecting operation and safety of nuclear installations, new mechanistic models and codes will also have significant direct impact on cost effectiveness. This is due to the fact that computer simulations using physically-based models will eventually reduce the experimental efforts which are needed today mainly to obtain data for new correlations being developed for specific designs and operating conditions. Furthermore, a better understanding of the physics of multiphase flows should help to design future experiments and develop new instrumentation and experimental techniques. The objective of this paper is to present an overview of the recent progress made in the modeling and computer simulations of two-phase flow in heat transfer in nuclear reactor systems and components.
first rewind previous Strona / 2 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.