Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Szacowanie bezpieczeństwa transportu mieszaniny propan-butan metodami drzewa zdarzeń i niezdatności oraz metodą probabilistyczną

Michalski J.

Autobusy : technika, eksploatacja, systemy transportowe

|

2018

|

R. 19, nr 6

170--175, CD

PL

Oszacowano zagrożenie osób w wyniku pożaru pojazdu dostawczego z butlami 11 kg oraz 33 kg zawierającymi propan-butan techniczny, spowodowanego ich nieszczelnością. Wyznaczono prawdopodobieństwo rozszczelnienia butli z gazem skroplonym LPG, w ciągu roku podczas czynności załadunku, wyładunku i transportu w firmie handlu oboźnego. Oszacowano cząstkowe i całkowite ryzyka wystąpienia ciężkiego obrażenia ciała kierowcy oraz ryzyko jego śmierci w przypadku zdarzenia pożaru na skrzyni ładunkowej oraz zdarzenia wystrzału opony. W ocenie ryzyka zastosowano metody drzewa zdarzeń/niezawodności i drzewa niezdatności/błędu oraz metodę probabilistyczną.

EN

The threat of people as a result of delivery vehicle fire handling 11 kg and 33 kg bottles with propane-butane, due to leakage of these bottles was estimated. The probability of unsealing LPG bottles with gas during the year at loading, unloading and transport operations in carrier trade company was determined. Partial and total risk of serious driver injuries and the risk of death in the event of a fire in open load-carrying body of the car and tire damage was estimated. The risk assessment uses the methods of the event and fault tree as well as the probabilistic method.

2

Wykorzystanie pakietu CFD Fluent w symulacjach awarii typu Loca

Bury T.

Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska

|

2004

|

z. 23

69-74

PL

W pracy zajmowano się symulacją zjawisk zachodzących wewnątrz obudowy bezpieczeństwa wodnego reaktora jądrowego w czasie awarii polegającej na rozszczelnieniu obiegu chłodzenia reaktora i wycieku chłodziwa (Loss of Coolant Accident - LOCA). Wykorzystując komercyjne oprogramowanie z zakresu numerycznej mechaniki płynów dokonano próbnych symulacji przebiegu awarii w oparciu o model trójwymiarowy, Wyniki porównano z rezultatami otrzymanymi przy użyciu kodu napisanego specjalnie do analizy tego typu awarii. Zaprezentowano wybrane rezultaty obliczeń oraz najbardziej istotne wnioski dotyczące zastosowania tego typu oprogramowania w symulacjach awarii rozszczelnieniowych

EN

This work deals with modeling of processes taking place within a containment of a pressurized water reactor during an accident caused by the primary circuit pipeline rupture (Loss of Coolant Accident - LOCA) Trial simulations, based on a three dimensional model, have been accomplished using a commercial software of computational fluid dynamics. Results have been compared with ones obtained from HEPCAL code, written specially for analysis of such accidents. Selected results of calculations and the most important conclusions are presented in the paper.

3

Wpływ nodalizacji układu lokalizacji awarii na wyniki symulacji awarii rozszczelnieniowej

Bury T.

Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska

|

2004

|

z. 23

63-68

PL

Niniejsza praca związana jest z modelowaniem procesów cieplnych i przepływowych zachodzących wewnątrz obudowy bezpieczeństwa reaktora wodnego ciśnieniowego w czasie awarii rozszczelnieniowej. Analiza tego typu awarii najczęściej jest przeprowadzana na drodze symulacji numerycznych. Wykorzystując opracowany w Instytucie Techniki Cieplnej kod HEPCAL przeprowadzono szereg symulacji, których celem było określenie wpływu przyjętego sposobu nodalizacji wnętrza układu lokalizacji awarii na wyniki symulacji awarii rozszczelnieniowej. W pracy, na przykładzie ULA reaktora WWER 440/213, przedstawiono wybrane rezultaty tej analizy oraz najbardziej istotne wnioski.

EN

This work deals with modeling of thermal and flow processes taking place within a containment of a pressurized water reactor during the primary circuit rupture accident. Usually analysis of such accidents this analysis is carried out using computer codes based on mathematical models describing thermal and flow processes. One of such codes, called HEPCAL, has been elaborated at Institute of Thermal Technology for simulations of LOCA within containments ofpressurized water reactors, mainly for VVER 440 type reactors. Analysis of influence of chosen nodalization scheme on LOCA simulation results has been done. Selected results of this analysis for the ALS of the VVER 440/213 nuclear reactor are presented in the paper.