PL
 |
EN
Ograniczanie wyników
Czasopisma help
  1. 12 Postępy Techniki Jądrowej
  2. 5 Journal of Power Technologies
  3. 3 Energetyka Cieplna i Zawodowa
  4. 3 Energy Policy Journal
  5. 3 Polityka Energetyczna
Więcej...
Autorzy help
  1. 6 Składzień J.
  2. 5 Fic A.
  3. 4 Bury T.
  4. 4 Duzinkiewicz K.
  5. 4 Niewiński G.
Więcej...
Lata help
  1. 1 2024
  2. 1 2023
  3. 2 2021
  4. 1 2020
  5. 2 2019
Więcej...
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników

Znaleziono wyników: 63

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 4 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  reaktor jądrowy
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 4 next fast forward last
1
Content available Analizy bezpieczeństwa reaktorów jądrowych : wykorzystanie doświadczeń z polski w USA, Szwecji i Korei Południowej
Podowski Michael Z., Kasprzak Stanisław
Postępy Techniki Jądrowej
|
2024
|
z. 1
2--28
PL
Celem obecnego artykułu jest retrospektywne omówienie wieloletnich prac badawczych dot. bezpieczeństwa jądrowych reaktorów energetycznych prowadzonych przez współautorów i ich współpracowników, rozpoczętych w Polsce, kontynuowanych w USA i zastosowanych w Szwecji i Korei Południowej. Głównym tematem są badania eksperymentalne i teoretyczno-numeryczne modelowanie skutków poważnych awarii prowadzących do częściowego stopienia rdzenia reaktora. Pokazane wyniki badań obejmują wodne reaktory ciśnieniowe (WWER-440, amerykańskie PWR, koreański APR-1400) oraz reaktory wrzące (BWR).
EN
The purpose of this paper is to give a retrospective overview of multiyear studies on reactor safety, performed by the coauthors and their collaborators, first in Poland, then in the US and also in Sweden and South Korea. The focus of the studies was on the analysis of core meltdown accidents for PWRs (from WWER-440 to APR 1400) and BWRs (for both the US and Swedish designs).
2
Content available Elektrownia jądrowa im. Alvina W. Vogtle’a – największa w USA
Nowicki Jacek
Postępy Techniki Jądrowej
|
2023
|
z. 4
34--38
PL
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.
EN
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.
3
Content available Korzyści i zagrożenia wynikające z budowy elektrowni jądrowej w Polsce
Awsiuk Romuald
Systemy Wspomagania w Inżynierii Produkcji
|
2021
|
Vol. 10, iss. 1
20--33
PL
W poniższym artykule autor porusza kilka zagadnień związanych z energetyką jądrową i elektrowniami jądrowymi. W pierwszej kolejności wyjaśniono zjawisko uwalniania energii jądrowej i jej wykorzystanie w reaktorach energetycznych oraz wskazano zalety energetyki jądrowej. Dodatkowo omówiono problematykę powstawania, składowania i neutralizacji odpadów promieniotwórczych. Następnie krótko scharakteryzowano największe awarie elektrowni jądrowych na świecie i ich skutki, ponieważ awarie te miały silny wpływ na decyzje o zamknięciu lub nawet zaniechaniu budowy takich elektrowni. Jednak wdrożenie nowych rozwiązań w budowie reaktorów jądrowych, opartych na wnioskach z poprzednich awarii, znacznie ogranicza możliwość wystąpienia tego typów awarii w przyszłości. Na koniec autor omawia kwestię budowy elektrowni jądrowych w Polsce, wskazując na fakt eliminacji węgla i gazu z produkcji energii elektrycznej w celu ograniczenia emisji CO2. Konieczność budowy elektrowni jądrowej wynika również z faktu, że energia pozyskiwana z tzw. odnawialnych źródeł energii nie zaspokoi w pełni zapotrzebowania na energię, jednak przed rozpoczęciem jej budowy w Polsce należy rozwiązać kilka problemów.
EN
In this article, the author addresses several issues related to nuclear energy and nuclear power plants. Firstly, the phenomenon of nuclear energy release and its usage in energy reactors is explained as well as the advantages of nuclear energy is pointed. Additionally, the attention to the problem of radioactive waste generation, neutralization and storage is discussed. Next, the largest failures of nuclear power plants and their effects were briefly characterized, since such accidents had a strong impact on decisions to close or even abandon the construction of such power plants. However, the implementation of new solutions in the construction of nuclear reactors, based on the conclusions of previous accidents, significantly reduces the possibility of their occurrence in the future. Finally, the author discuss the issue of construction of nuclear power plants in Poland pointing to the fact of elimination coal and gas from electricity production in order to reduce CO2 emission. This is motivated by the fact that energy obtained from the so-called renewable energy sources will not fully meet the energy demand. However, a few problems should be solved before starting the construction of a nuclear power plant in Poland.
4
Content available Obliczenia neutronowe reaktora AP1000
Suchcicki Szymon
Postępy Techniki Jądrowej
|
2021
|
z. 4
2--6
PL
W artykule przedstawiono opis obliczeń neutronowych przeprowadzonych w Państwowej Agencji Atomistyki dla reaktora AP1000. Zaprezentowano krótką charakterystykę tego reaktora, opisano zastosowane kody obliczeniowe oraz przedstawiono wyniki obliczeń i ich porównanie z wynikami zawartymi w amerykańskim raporcie „AP1000 Design Control Document”. Przedstawiono również plany dalszego wykorzystania stworzonych modeli obliczeniowych.
EN
The paper presents a description of neutronic calculations for the AP1000 reactor performed at the National Atomic Energy Agency of the Republic of Poland (PAA). A short characteristic of the reactor is presented, applied computer codes are described and results of the calculations and their comparison with results included in the "AP1000 Design Control Document" are presented. Plans for further use of the created computational models are also discussed.
5
Content available Energetyka jądrowa w Polsce i na świecie
Skolik Katarzyna
Nowa Energia
|
2020
|
nr 1
55--60
PL
Obecnie (stan na 8.01.2020) na świecie pracuje 448 reaktorów jądrowych, pokrywając ok. 10% zapotrzebowania na energię elektryczną. Najwięcej (96) reaktorów znajduje się w USA, na kolejnych miejscach są Francja (58) i Chiny (48). Rozwój energetyki jądrowej na całym świecie jest koniecznością i warunkiem pozwalającym na ograniczenie emisji gazów cieplarnianych w świetle obecnego kryzysu klimatycznego. Niestety, trendy nie są optymistyczne, a kraje europejskie wręcz odwracają się od energetyki jądrowej. Sztandarowym przykładem są Niemcy, gdzie zamknięto już większość elektrowni jądrowych, a pozostałe 6 bloków ma zostać wyłączonych do końca 2022 r.
6
Content available remote Nuclear power plants application in Poland – a way to meet the requirements of the Paris Agreement
Pavlova-Marciniak Iva
Przegląd Elektrotechniczny
|
2019
|
R. 95, nr 8
5--8
EN
The paper presents the analysis of modern nuclear energy development possibilities in Poland, which is considered as an ecological energy source. As the demand for electrical energy is constantly growing the use of such energy sources in one of the ways to meet the requirements of the Paris Agreement, adopted at COP (Conference of Parties) 21, 2015. The agreement obliges the countries around the world to develop a low carbon dioxide emission economy in order to stop the global temperature rise at 2°C and preferably at 1.5°C.
PL
Artykuł przedstawia wyniki analizy możliwości rozwoju współczesnej energetyki jądrowej w Polsce, zaliczanej do ekologicznych źródeł energii. Wykorzystanie takich źródeł do produkcji energii elektrycznej, której zapotrzebowanie stale rośnie, jest jednym ze sposobów na spełnienie postanowień porozumienia paryskiego, przyjętego na COP 21 w 2015 r. Umowa zobowiązuje państwa na całym świecie do opracowania niskiego poziomu emisji dwutlenku węgla, aby wzrost temperatury na ziemi nie przekraczał 20 C, a najlepiej 1,50 C.
7
Content available Ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora Maria
Zając Bogdan, Olszewski Grzegorz, Piotrowska Natalia
Badania Nieniszczące i Diagnostyka
|
2019
|
nr 3
42--45
PL
Przedmiotem pracy była ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora MARIA NCBJ po ich długotrwałej eksploatacji w reaktorze. Nominalna szerokość szczeliny dylatacyjnej bloku grafitowego przed eksploatacją w reaktorze wynosiła ok. 30 mm. W czasie długotrwałej pracy reaktora, w wyniku interakcji pomiędzy szybkimi neutronami a grafitem następuje powolne pęcznienie grafitu powodujące porowatość i pogorszenie jego własności fizycznych. Efektem pęcznienia grafitu pod wpływem oddziaływania z neutronami następuje zmniejszenie się szczeliny dylatacyjnej. Badania szerokości szczeliny dylatacyjnej przeprowadzono metodą radiograficzną. Ze względu na trudności z zastosowaniem radiografii klasycznej (bloki grafitowe były napromieniowane) do badań wykorzystano płyty obrazowe i aparaturę do badań radiografią cyfrową. Badania bloków były przeprowadzone w tzw. Komorach Gorących nad reaktorem MARIA.
EN
The paper focuses on the assessment of the width of the expansion provision within the graphite blocks placed in MARIA nuclear reactor of the National Centre for Nuclear Research in Świerk, after their long-lasting operation in the reactor. The nominal width of the expansion provision before placing in the reactor was approximately 30mm. As a result of an interaction between the fast neutrons and the graphite within the reactor, there occurs an incremental swelling of the graphite, causing its porosity and deterioration of its physical properties. This results in narrowing of the expansion provision. Tests aimed at assessing the expansion provision were conducted with the use of radiographic testing. Due to the difficulties arising from applying classical radiographic testing (irradtiation of the graphite blocks),digital radiography instruments were employed and the testing was only possible in so called Hot Cells placed above the reactor.
8
Content available remote Wyniki badania betonu z obudowy reaktora jądrowego EWA
Jóźwiak-Niedźwiedzka D., Dąbrowski M., Brandt A. M., Burakowska A., Baran T.
Cement Wapno Beton
|
2018
|
R. 21/83, nr 3
226--238
PL
W pracy przedstawiono badania betonowej obudowy doświadczalnego reaktora jądrowego EWA po procesie starzenia, a także napromienienia podczas jego eksploatacji od roku 1958. Oszacowano, że do 24 lutego 1995 roku reaktor eksploatowano 107400 h pod obciążeniem 10 MW, po uwzględnieniu przerw technologicznych i mniejszej mocy reaktora w początkowych latach. W celu pobrania próbek betonowej obudowy odwiercono 7 rdzeni, przy czym oprócz walców o różnej długości i o średnicach 100 i 80 mm uzyskano nieregularne kawałki złomu betonowego. Próbki odwiercone powyżej kanału poziomego miały gęstość 2,4 g/cm3, natomiast poniżej tego kanału, gdzie w betonie stwierdzono więcej stalowych kęsów, gęstość betonu wynosiła średnio 3,1 g/cm3. W próbkach pobranych nad i pod kanałem, wytrzymałość betonu wynosiła odpowiednio 30,6 MPa i 28,2 MPa. Kruszywo grube stanowiła ruda żelaza: goethyt łamany (limonit), o max. wymiarze ziaren do 29 mm; procentowa zawartość grubych ziaren wynosiła od 25 do 35%. Kruszywem drobnym była zarówno ruda żelaza [głównie goethyt] jak i piasek kwarcowy do 2 mm. Ponadto w betonie znajdowały się kawałki stali o różnych kształtach, ich zawartość wynosiła około 25%. Próbki betonu miały dużą porowatość dostępną dla wody, znacznie przekraczającą 16%, natomiast porowatość otwarta wynosiła od 24,5% do 30,7%. Pomimo zauważonych spękań ziaren kruszywa, wyniki badań nie pozwalają na stwierdzenie wpływu napromienienia w badanej warstwie obudowy reaktora.
EN
This paper is presenting the study of the concrete shielding of EWA research nuclear reactor which was after the ageing process and also under radiation during the reactor exploitation from 1958 year. According to the assessment the reactor was in exploitation till 24 February 1995 during 107400 h under the load of 10 MW, after taking into account the technological breaks and that in the begging years the reactor power was lower. For sampling of the concrete shielding the 7 cores were drilled in, wherein except rollers of different length and of diameters of 100 and 80 mm, the irregular pieces and concrete rubble were obtained. The specimens drilled out over the horizontal channel had the density of 2.4 g/cm3 and under this channel, where in concrete were more steel pieces, the density was 3.1 g/cm3. The compressive strength of concrete samples drilled out over and under the channel was 30.6 MPa and 28.2 MPa respectively. The coarse aggregate was iron ore: crushed goethite with the grains up to 29 mm; the content of this aggregate was from 25% to 35%. The goethite and quartz sand grains under 2 mm was fine aggregate. The concrete samples had high open porosity in the range from 24.5% to 30.7%. Despite of numerous found cracks of aggregate grains the research results did not give the possibility to establish the radiation influence in the examined layer of concrete shielding.
9
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.
10
Content available remote Analiza skutków powstawania niekondensujących gazów i pary wodnej podczas ciężkiej awarii wrzącego reaktora jądrowego
Darnowski P., Niewiński G., Pawluczyk M., Pilichowska J.
Przemysł Chemiczny
|
2017
|
T. 96, nr 3
521--524
PL
Przedstawiono wyniki symulacji przebiegu ciężkiej awarii ze stopieniem się rdzenia reaktora jądrowego typu BWR (boiling water reactor). Scenariuszem jest awaria z całkowitą utratą zasilania obiektu jądrowego SBO (station blackout). Przeanalizowano procesy zachodzące w układzie reaktora oraz w obudowie bezpieczeństwa. Szczególną uwagę skupiono na zagadnieniach powstawania gazów niekondensujących (H₂, CO, CO₂, CH₄) oraz pary wodnej, które odgrywają fundamentalną rolę w utrzymaniu szczelności obudowy. Wysunięto wnioski dotyczące przebiegu symulowanej awarii i ryzyka, jakie stwarzają gazy niekondensujące i para wodna.
EN
The effects of a total loss of power with station blackout and subsequent core meltdown for the model of boiling water reactor were simulated by using specialized computer program. The simulation included the processes running inside the reactor core as well as inside cooling systems and containment. The anal. was focused on the mechanisms of non-condensable gas generation (H₂, CO, CO₂, MeH) and steam prodn., which created the highest threat of damage of the reactor containment.
11
Wyznaczenie charakterystyk eksploatacyjnych siłowni turbinowej o mocy 400 MW z reaktorem wysokotemperaturowym w zmiennych warunkach pracy
Drosińska-Komor M., Szewczuk-Krypa N., Głuch J.
Przegląd Mechaniczny
|
2017
|
nr 6
45--47
PL
W artykule przedstawiono charakterystyki sprawnościowe dla siłowni turbinowej o mocy 400 MW zasilanej przez reaktor wysokotemperaturowy. Przedstawione charakterystyki stworzone zostały dla zmiennych warunków pracy opisanego obiegu. Obliczenia numeryczne symulujące działanie siłowni wykonano w programie DIAGAR. Jako zmienne warunki ruchu obiegu jądrowego przyjęto zmianę ciśnienia w skraplaczu. Na tej podstawie określono zmianę sprawności oraz jednostkowego zużycia ciepła omawianego układu.
EN
In the article performance characteristic for the 400 MW nuclear steam power plant are presented. Characteristics were created for steam turbine variable working conditions. Numerical calculations that simulate system operation in DIAGAR have been prepared. As a variable working conditions of nuclear steam power plant changes of condenser pressure were adopted.
12
Content available Energia jądrowa i jej pokojowe wykorzystanie
Jóźwik R.
Problemy Techniki Uzbrojenia
|
2017
|
R. 46, z. 142
103--119
PL
Artykuł przedstawia mechanizm powstawania energii jądrowej, typy reaktorów, które obecnie są, lub mogą być budowane i wykorzystywane dla celów pokojowych oraz historię energetyki jądrowej w Polsce.
EN
The paper presents mechanism of nuclear energy production, types of reactors, which are and could be developed and used for peaceful purposes, and foundation of nuclear energy in Poland.
13
Content available remote Analysis of AP1000 radioactive material release accidents with MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS)
Niewiński G., Stępień M., Góral K.
Journal of Power Technologies
|
2017
|
Vol. 97, nr 5
446--454
EN
The probable introduction in the medium term of nuclear energy into the Polish national power system has become a source of anxiety in society. While Poland already has a research nuclear reactor (acronym: MARIA) at the National Center for Nuclear Research in Świerk, near Warsaw, issues regarding safety and the possible consequences of an accident in the first baseload nuclear power plant have triggered public debate. As part of the licensing process of any newly designed reactor, scenarios for a range of accidents at the plant together with their consequences must be modeled, analyzed and presented in the licensing documentation. In this context a model was built based on a complex set of data - including data provided by the reactor manufacturer, location and environmental data, weather conditions and possible accident scenarios to perform simulations with a computational tool called MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS). MACCS is used to perform accident-related calculations, including release of radioactive material to the atmosphere and short and longterm consequences. The analysis involved releases of radioactive material from an AP1000 nuclear reactor assumed to be located on the Polish seacoast and demonstrates that the lethality and incidence of cancer caused by radioactive release are significantly lower than natural.
14
Content available remote Wytwarzanie elementów stalowych obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego : Kody i wymagania
Niagaj J.
Stal, Metale & Nowe Technologie
|
2016
|
nr 3-4
84--88
PL
W artykule omówiono zawartość i wymagania kodów AFCEN RCC-CW i ASME Section III oraz związanych z nimi norm przedmiotowych dotyczących wytwarzania stalowych elementów obudowy bezpieczeństwa budynku reaktora jądrowego.
EN
The content and requirements of the codes AFCEN RCC-CW and ASME Section III and the associated standard specifications concerning the manufacture of steel parts of nuclear reactor containment are presented.
15
Content available remote Perspektywy udziału firm spawalniczych działających w branży energetycznej w budowie pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce
Niagaj J.
Przegląd Spawalnictwa
|
2016
|
R. 88, nr 4
69--73
PL
Przedstawiono warunki stosowania uznanych przepisów i norm światowych podczas budowy pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce. Stwierdzono, że najbardziej prawdopodobnym jest stosowanie odpowiednich sekcji jednego z dwóch kodów: AFCEN lub ASME. Przytoczono najważniejsze urządzenia i konstrukcje spawane elektrowni jądrowej oraz przeprowadzono analizę możliwości oraz warunki techniczne i jakościowe wykonania tych wyrobów lub ich części przez krajowe podmioty gospodarcze.
EN
Conditions of use of recognized codes and standards during the construction of the first nuclear power plant in Poland are presented. It has been found that the most likely is the application of the relevant sections of one of the two codes: AFCEN or ASME. Major equipment and welded metal construction of nuclear power plants as well as an analysis of the possibilities, and technical and qualitative conditions for the production of these products or their parts by domestic companies are described.
16
Content available Hardware-Software Implementation of Basic Principles Simulator of Nuclear Reactor Processes
Karla T., Tarnawski J., Duzinkiewicz K.
Acta Energetica
|
2016
|
nr 2
107--112
EN
The paper presents implementation process of basic principle simulators of a nuclear reactor processes. Simulators are based on point-models of processes: kinetics of neutrons, heat generation and exchange, poisoning and burning-up nuclear fuel. Reference simulator was developed in MATLAB/Simulink without taking into account real-time operation. Second simulator was built using the toolbox xPC with hard real-time requirements. Functional decomposition of a nuclear reactor was performed and processes with different time scales were isolated. Simulation of each separated process in Raspberry PI computer with coordination mechanism among them led to a distributed soft real-time simulator. Idea of web-based simulator is also presented. The engine of the web-based simulator can be implemented on the server while the presentation of the state of the simulator and the prescription of parameters can be performed using a web browser. This allows simultaneous access to the simulator using different devices, including mobile as tablets, laptops and mobile phones. Compliance tests of simulators with reference simulator were conducted and the results proved the correctness of implementation. A review of the properties and potential applications of the various versions of developed simulators is presented.
PL
W artykule przedstawiono możliwości i proces budowy symulatorów podstawowych zasad działania procesów reaktora jądrowego. Proces budowy i badania oparte są na modelach punktowych: kinetyki neutronów, procesów generacji i wymiany ciepła oraz procesów zatruwania i wypalania paliwa. Badano możliwości realizacji symulatorów, wykorzystując różne środowiska programowe i platformy sprzętowe. Referencyjny symulator został opracowany w środowisku MATLAB/Simulink bez uwzględnienia wymagań pracy w czasie rzeczywistym. Na jego podstawie zbudowano w środowisku xPC drugi symulator procesów reaktora, pracujący w czasie rzeczywistym przy spełnieniu twardych wymagań czasowych. Następnie dokonano dekompozycji funkcjonalnej reaktora jądrowego i wydzielono procesy o różnych skalach czasowych, a ich symulacje zostały wraz z mechanizmem synchronizacji zaimplementowane w kilku jednostkach Raspberry PI, uzyskując rozproszoną wersję symulatora. Przeprowadzono weryfikację poprawności działania symulatorów oraz opracowano interfejsy użytkownika i instrukcje obsługi. W artykule jest również rozpatrywany sieciowy symulator obsługiwany z poziomu przeglądarki internetowej. Dokonano porównania funkcjonalności, ograniczeń i potencjalnych zastosowań poszczególnych symulatorów.
17
Content available Realizacje sprzętowo-programowe symulatorówpodstawowych zasad przebiegu procesów reaktora jądrowego
Karla T., Tarnawski J., Duzinkiewicz K.
Zeszyty Naukowe Wydziału Elektrotechniki i Automatyki Politechniki Gdańskiej
|
2015
|
Nr 42
125--128
PL
Przedstawiono możliwości i proces budowy symulatorów podstawowych zasad działania procesów reaktora jądrowego w oparciu o modele punktowe: kinetyki neutronów, procesów generacji i wymiany ciepła oraz procesów zatruwania i wypalania paliwa. Referencyjny symulator został opracowany w środowisku MATLAB/Simulink. Na jego podstawie zbudowano w środowisku xPC drugi symulator pracujący w czasie rzeczywistym. Po dekompozycji funkcjonalnej reaktora jądrowego wydzielono procesy o różnych skalach czasowych i zaimplementowano wraz z mechanizmem synchronizacji w jednostkach Raspberry PI uzyskując rozproszoną wersję symulatora. W artykule rozpatrywany jest również sieciowy symulator obsługiwany z poziomu przeglądarki internetowej. Przeprowadzono weryfikację poprawności działania symulatorów. Dokonano porównania funkcjonalności i możliwych zastosowań symulatorów.
EN
The paper presents implementation process of basic principle simulators of a nuclear reactor processes. Simulators are based on point-models of processes: kinetics of neutrons, heat generation and exchange, poisoning and burning-up nuclear fuel. Reference simulator was developed in MATLAB / Simulink without taking into account real-time operation. Second simulator was built using the toolbox xPC with hard real-time requirements. Functional decomposition of a nuclear reactor was performed and processes with different time scales were isolated. Simulation of each separated process in Raspberry PI computer with coordination mechanism among them led to a distributed soft real-time simulator. Idea of web-based simulator is also presented. The engine of the web-based simulator can be implemented on the server while the presentation of the state of the simulator and the prescription of parameters can be performed using a web browser. This allows simultaneous access to the simulator using different devices, including mobile as tablets, laptops and mobile phones. Compliance tests of simulators with reference simulator were conducted and the results proved the correctness of implementation. A review of the properties and potential applications of the various versions of developed simulators is presented.
18
Eastern-design VVER nuclear reactors in European Union
Oettingen M., Stanisz P., Malicki M.
Logistyka
|
2015
|
nr 4
9537--9551, CD3
EN
In total, 131 nuclear reactors of various types operates in fourteen European Union member states providing about 830 TWh electricity. The main technology used in European Union is the Western-type Pressurized Water Reactor. However, the second most popular technology is the Eastern-type Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor-VVER. The five out of fourteen nuclear countries (Bulgaria, Czech Republic, Finland, Hungary and Slovakia) operate 18 VVER reactors with total electricity output of 80 TWh, which corresponds to about 10% share in nuclear electricity generation and to 2.5% share in total electricity generation in European Union. The paper presents the background of the VVER nuclear reactor technology and analysis of its operation history in European Union member states. The analysis was performed using advanced data banks i.e. The Power Reactor Information System and The Country Nuclear Power Profiles of International Atomic Energy Agency, The Information Library of World Nuclear Association and Eurostat of European Commission. The performed research is devoted to the analysis of the electricity supply and performance indicators of VVER nuclear reactors, which also plays an important role for the logistics and transportation in European Union.
PL
Obecnie w czternastu krajach Uni Europejskie(UE) pracuje 131 reaktorów jądrowych różnego typu zapewniających ok. 830 TWh energii elektrycznej. Głównym typem reaktora jadowego używanego w krajach UE jest reaktor wodny ciśnieniowy Typu Zachodniego. Jednak, drugim najbardziej powszechnym typem reaktora jest reaktor wodny ciśnieniowy Typu Wschodniego - VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor). Pięć z czternastu krajów posiadających energetykę jądrową w UE (Bułgaria, Czechy, Finlandia, Węgry oraz Słowacja) posiada 18 reaktorów typu VVER produkujących ok. 80 TWh energii elektrycznej, co odpowiada ok. 10% produkcji energii elektrycznej z procesów jądrowych, jak również 2.5% całkowitej produkcji energii elektrycznej w Uni Europejskiej. Artykuł przedstawia ogólną charakterystykę reaktorów typu VVER jak i historię ich implementacji w krajach Uni Europejskiej. Analiza została przeprowadzona przy użyciu zasobów dostępnych w międzynarodowych bazach danych m.in.: „The Power Reactor Information System” oraz „The Country Nuclear Power Profiles” Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej, „The Information Library” Międzynarodowego Stowarzyszenia Jądrowego oraz „Eurostat” Komisji Europejskiej. Przedstawiona analiza skupia się na charakterystyce produkcji energii elektrycznej oraz współczynników wydajności reaktorów VVER, co ma również istotne znaczenie dla logistyki i transportu w Uni Europejskiej.
19
Content available remote Thermodynamic analysis of a co-generation system with a high-temperature gas cooled nuclear reactor
Hanuszkiewicz-Drapała M. J., Jędrzejewski J.
Journal of Power Technologies
|
2015
|
Vol. 95, spec.
32--41
EN
This paper presents a proposal for a power system with a helium-cooled high-temperature nuclear reactor (V/HTR) used to generate heat and electricity. Heat is supplied to the technological system completing a sulphur-iodine cycle for hydrogen production. The amounts of heat and the values of the carrier temperature required at individual stages of the cycle are known. Helium energy is additionally used for electricity generation: directly – using a gas turbine and indirectly – in two steam systems. One of them uses water vapour as the working medium. In the other (the ORC system) – a low-boiling fluid is used. The paper presents results of the system multivariate thermodynamic analyses performed using the EBSILON software package. The aim of the calculations is to investigate the impact of selected characteristic parameters of fluids and the ORC system fluid types on the power efficiency of the heat and power plant system and on the total power efficiency of the system, taking the produced hydrogen chemical energy into account.
20
Content available remote Ocena szczelności prętów paliwowych w reaktorach lekkowodnych na podstawie detekcji radioizotopów gazów szlachetnych
Chotkowski M., Siporska A., Rogulski Z., Szydłowski J., Czerwiński A.
Przemysł Chemiczny
|
2014
|
T. 93, nr 12
2259-2262
PL
Przedstawiono dane dotyczące możliwości wykorzystania detekcji radioizotopów gazów szlachetnych do oceny stanu prętów paliwowych lekkowodnych reaktorów jądrowych. Ze względów pomiarowych, a także wydajności generowania poszczególnych gazowych produktów rozszczepienia jąder uranu najczęściej wykorzystywanymi radioizotopami z grupy helowców są izotopy ksenonu oraz kryptonu (85mKr, 133Xe, 135Xe). W celu detekcji tych gazów wykorzystuje się układy scyntylacyjne lub półprzewodnikowe (HPGe) w połączeniu z kolumnami adsorpcyjnymi wypełnionymi sorbentem węglowym. Przeprowadzone badania porównawcze materiałów węglowych oraz jednego zeolitycznego wykazały, że różną się one w sposób zasadniczy w stopniu adsorpcji 133Xe.
EN
133Xe was adsorbed from its mixts. with N2, Ar and air on activated C (grain size 1-3 mm or 3 mm) and on a moi. sieve 3 Å at 0, -78 and -196°C under lab. conditions (gas flow 0,1-0,4 L/min) and then desorbed in N2 at 40-150°C. The adsorption degree on C was 99-100% in the whole temp, range. On the mol. sieve, the adsorption degree decreased from 100% at -196°C down to 0% at 0°C.
first rewind previous Strona / 4 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.