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

Znaleziono wyników: 7

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available RELAP5/MOD3 model and transient analyses for the MARIA research reactor in Poland
Szczurek J., Czerski P., Bykowski W.
Nukleonika
|
2004
|
Vol. 49, nr 4
149-157
EN
The RELAP5/MOD3 input data model of the MARIA research reactor has been developed to provide the capability for the analysis of the reactor core under loss of flow and reactivity insertion transients. The model was qualified against the reactor data at steady state conditions and, additionally, against the existing reliable experimental data for a transient initiated by the reactor scram. The results obtained with the code agree well with the experimental data. The RELAP transient simulation was performed for loss of forced flow accidents including two scenarios with protected and unprotected (no scram) reactor core. Calculations allow estimating time margin for reactor scram initiation and reactivity feedbacks contribution to the results. The presented input data model should be treated as the first step for developing of the model including the whole primary cooling circuit of the reactor.
2
Analiza wrażliwości modelu zjawisk termodynamicznych w ULA reaktora PWR na zmiany wybranych parametrów
Bury T., Fic A., Składzień J., Szczurek J.
Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska
|
2001
|
z. 15
47-52
PL
Niniejsza praca związana jest z modelowaniem numerycznym procesów termodynamicznych zachodzących po rozszczelnieniu obiegu pierwotnego reaktora wodnego ciśnieniowego. Wykorzystując opracowany w latach ubiegłych model obliczeniowy przeprowadzono analizę wrażliwości tego modelu na zmiany wybranych parametrów charakteryzujących przepływy międzystrefowe dwufazowych strumieni czynników.
EN
The mathematical model and the computer code, which allow to calculate changes of thermodynamic parameters during an accident with primary circuit rupture were worked out at the Institute of Thermal Technology of the Silesian University of Technology. A sensitivity analysis of the model due to changes of selected parameters describing flows of two-phase mixture between zones in PWR containment systems is discussed in the paper.
3
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
4
Symulacja skutków termodynamicznych rozszczelnienia obiegu pierwotnego reaktora wodnego ciśnieniowego
Fic A., Składzień J., Skorek J., Szczurek J.
Prace Naukowe Instytutu Techniki Cieplnej i Mechaniki Płynów Politechniki Wrocławskiej. Konferencje
|
2000
|
Vol. 56, nr 10
262-270
PL
W pracy przedstawiono wyniki analizy termodynamicznej przebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem jądrowym wodnym ciśnieniowym. Obliczenia wykonano dla bloku z reaktorem WWER-440 serii 213, którego obudowa bezpieczeństwa (układ lokalizacji awarii - ULA) jest wyposażona w wieżę z półkami wodnymi. Rozpatrzono sytuacje polegające na rozerwaniu rurociągu głównego obiegu pierwotnego tego reaktora i obustronnym wypływie zeń chłodziwa, a ponadto założono dodatkowo występowanie różnych niesprawności w układzie lokalizacji awarii. Obliczenia wykonano za pomocą kodu HEPCAL opracowanego w Instytucie Techniki Cieplnej Politechniki Śląskiej we współpracy z Instytutem Energii Atomowej. W pracy opisano krótko zastosowany w tym kodzie model obudowy bezpieczeństwa. Wyniki obliczeń zaprezentowano w postaci wykresów zmienności ważniejszych parametrów termodynamicznych, głównie ciśnienia, w funkcji czasu w wybranych miejscach ULA.
EN
Results of thermal analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA) for containment systems of Pressurised Water Reactors (PWR) WWER-440 are discussed in the paper. This reactor is equipped in atypical containment system with an additional water condenser located in the special tower. The changes of pressure and temperature during LOCA in the considered containment are computed and analysed for LOCA accidents while the all elements of the system work normally as well as in case while various variants of possible defects of its elements take place. The presented results of calculations have been carried out using the computer code worked out at the Institute of Thermal Technology of Silesian University of Technology. The mathematical model employed in this code is also briefly described in the paper.
5
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.
6
Content available remote Energetyka jądrowa na progu XXI wieku
Mikulski A. T., Szczurek J.
Postępy Techniki Jądrowej
|
1999
|
vol. 42, z. 4
PL
Odrodzenie sie programów energetyki jądrowej w Europie i Stanach Zjednoczonych w perspektywie najblizszych kat jest mało prawdopodobne za względu na czas potrzebny do odbudowania zaufania spolecznego do energetyki jądrowej po awariach w TMI i Czarnobylu, a także prognozy omiarkowanego wzrostu zapotrzebowania na energie elektryczną oraz względną taniośc i dostepnośc gazu ziemnego.Mimo to wciąż kontynuowane są przce nad konstrukcja ulepszonych bardziej bezpiecznych i ekonomicznych reaktorów jądrowych.
7
Content available remote Stan bezpieczeństwa eksploatacyjnego elektrowni jądrowych z reaktorami typu RBMK
Szczurek J., Marks P., Staroń E.
Postępy Techniki Jądrowej
|
1998
|
vol. 41, z. 2
25-29
PL
Od awarii w Czernobylu projektańci i użytkownicy reaktorów RBMK w Rosji i sąsiednich krajach włożyli wiele pracy w poprawę ich bezpieczeństwa i likwidację przyczyn, które spowodowały katastrofę czernobylską. W jej wyniku wprowadzono istotne zmiany projektowe i eksploatacyjne, jednakże niedostatki bezpieczeństwa, szczególnie w blokach starczych pozostają.
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.