Wyniki wyszukiwania - Biblioteka Nauki

1

Determination of the Efficiency of Cooling Systems of Nuclear Power Plants of Ukraine in the Conditions of Global Climate Changes

100%

Voloshkina O. , Korduba I. , Zhukova O.

Ecological Engineering & Environmental Technology

|

2023

|

tom Vol. 24, iss. 5

170--176

EN

The impact of climate change on the efficiency of nuclear power plants and cooling reservoirs depends, to a certain extent, on the increase in the temperature of cooling reservoirs in the summer months of the year. Nuclear power plants use water throughout their lifetime in cooling systems to dissipate the waste heat generated, including system safety, cooling systems and for power generation. In this work, on the basis of the analysis of monitoring data, the correlation dependences between the temperature indicators of atmospheric air and cooling reservoirs for operating nuclear plants in the conditions of Ukraine are established. In order to obtain the efficiency of the operation of nuclear power plants depending on global climate changes, based on the analysis of the average monthly temperature indicators of the atmospheric air for the period 1881–2020, we made a climatic forecast of the atmospheric air for the territory of Ukraine and established the forecast dependence of the increase in air temperature for the period until 2160. Based on the assessment and forecasting of the influence of climatic factors on the temperature of the cooling water in the specified reservoirs and on the power of the stations, the values of the relative overall efficiency of the reactor at the NPP of Ukraine for the periods 2021–2030, 2031–2040 and 2041–2050 have been established. The obtained data, output power coefficients indicate a gradual decrease in output power in the next decades and in the Ukrainian nuclear energy sector in terms of operating nuclear power plants in the conditions of forecast values of global warming and cooling water temperature. They testify that climate change and global warming are a risk of emergency situations at nuclear power facilities, which requires making strategic decisions regarding adaptations of reactor operation in conditions of global climate change.

2

Corrosion mechanisms and their consequences for nuclear power Plants

100%

Berg H.-P.

Journal of Polish Safety and Reliability Association

|

2009

|

tom Vol. 1

23--32

EN

It is well known that operational conditions in light water reactors strongly influence the corrosion processes. This paper gives an overview which types of corrosion are identified in operating practice based on the evaluation of events which are reported to the authorities in line with the German reporting criteria. It has been found that the main contributor is the stress corrosion cracking. Several examples of different corrosion mechanisms and their consequences are provided for PWR although a high standard of quality of structures, systems and components has been achieved. Recommendations have been given to check the plant specifications concerning the use of auxiliary materials or fluids during maintenance as well as to examine visually the outer surfaces of austenitic piping with regard to residua of adhesive or adhesive tapes within the framework of in-service inspections. However, events in the last two years shows that such problems cannot be totally avoided.

3

Safety management and event-based safety culture assessment

100%

Berg H. P. , Ernst B.

Journal of KONBiN

|

2006

|

tom No. 2

209--218

EN

The absence of any requirements for safety management in German nuclear regulations resulted in the need to develop regulatory guidance in which the requirements for safety management systems are systematically compiled and was issued in 2004. In this context, also safety culture has to be assessed. For that purpose a single method has been developed on the assumption that root cause analyses of incidents or occurrences in nuclear power plants give indications of deficiencies in safety culture. An example of the application of this method will be shown.

4

Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?

100%

Kaniewski J. T.

Spektrum

|

2013

|

tom nr 1-2

XX-XXVIII

PL

Przedstawiono podstawowe informacje na temat wypalonego paliwa i jego specyficznych właściwości oraz omówiono możliwe sposoby postępowania z nim po wyładowaniu z reaktora w świetle tego, co w tej kwestii robi się na świecie. Zwrócono uwagę na znaczenie wypalonego paliwa jako źródła materiałów jądrowych, które po jego przerobie będą nadawały się do ponownego wykorzystania w reaktorach lekko wodnych lub w późniejszym okresie - w reaktorach na neutronach prędkich.

EN

Presented are basic informations concerning spent fuel and its specific properties as well as discussed are possible methods of its treatment, after unloading from the reactor, in the light of what is being done in this matter in the world. Attention is paid to the importance of spent fuel as the source of nuclear materials which, after processing, will be suitable for reuse in light water reactors or, at a later time, in fast reactors.

5

Defence in depth conception in nuclear power plants and requirements for instrumentation and control systems

100%

Kosmowski K. T.

Journal of Polish Safety and Reliability Association

|

2014

|

tom Vol. 5, No. 2

87--100

EN

The aim of this article is to identify and discuss some issues of the safety systems’ design for nuclear power plants equipped with the light water reactors using a defence in depth (D-in-D) conception. Because the functional safety solutions play nowadays an important role for the risk control, the basic requirements for the instrumentation and control systems are specified with regard to relevant international standards. For the design purposes the safety functions are categorized into three categories. The I&C systems implementing these functions are assigned to one of three classes that conform to defined design, manufacturing and qualification requirements. These systems are designed to implement functions of relevant categories. Additional design requirements are discussed, including hardware and software aspects, to achieve and maintain the required reliability commensurate with the importance of the safety functions to be performed to reduce risk.

6

WANO – organizacja, programy działania. Bezpieczeństwo i niezawodność eksploatacji elektrowni jądrowych na świecie

100%

Stricker L.

Energetyka

|

2009

|

tom nr 8

498-498

7

Tokamak ITER - czy antidotum na kryzys energetyczny?

100%

Sosnowski J.

Nowa Elektrotechnika

|

2010

|

tom nr 10 (74)

2-4

8

Ochrona środowiska i energetyka jądrowa

100%

Rzymkowski K.

Spektrum

|

2011

|

tom nr 3-4

XXXI-XXXV

PL

Przedstawiono problemy ochrony środowiska związane z budową i eksploatacją zakładów przemysłu jądrowego dla zamkniętego i otwartego cyklu paliwowego oraz związane z tym zagadnienia współpracy międzynarodowej.

EN

Presented are environment protection problems caused by building and operation of nuclear industry enterprises with open and closed nuclear fuel cycles and the questions connected with international cooperation.

9

Problem zapewnienia bezpieczeństwa energetycznego Niemiec w kontekście stopniowej rezygnacji z użytkowania elektrowni jądrowych

100%

Molo B.

Przegląd Zachodni

|

2013

|

nr 2(347)

69-89

EN

The article presents selected problems pertaining to Germany’s energy security in the context of the country’s resignation from the exploitation of nuclear power plants. The following issues are discussed: power mix structure, degree of dependence on the import of energy resources and diversification of directions of supplies. The causes and essence of the change of decision concerning the use of nuclear power in Germany following the failure of nuclear reactors in Japan in March 2011 are also analyzed.

10

On the use of selected 4th generation nuclear reactors in marine power plants

100%

Drosińska-Komor M. , Głuch J. , Breńkacz Ł. , Ziółkowski P.

Polish Maritime Research

|

2022

|

tom nr 1

76--84

EN

This article provides a review of the possibility of using different types of reactors to power ships. The analyses were carried out for three different large vessels: a container ship, a liquid gas carrier and a bulk carrier. A novelty of this work is the analysis of the proposal to adapt marine power plants to ecological requirements in shipping by replacing the conventional propulsion system based on internal combustion engines with nuclear propulsion. The subjects of comparison are primarily the dimensions of the most important devices of the nuclear power plant and the preliminary fitness analysis. It was assumed for this purpose that the nuclear power plant fits in the engine room compartment and uses the space left after the removal of the combustion engines. At the same time, this propulsion provides at all times sufficient energy for port, technological and shipping operations at an economically justifiable speed. For deep-sea vessels, which are supposed to reach null emissions of CO, CO2, NOx, SOx and H2O, this is one of the most reasonable solutions. Finally the paper proves that all the above-mentioned marine functions could be effectively applied in power plants equipped with 4th generation nuclear reactors.

11

Comparison analysis of selected nuclear power plants supplied with helium from high-temperature gas-cooled reactor

100%

Szewczuk-Krypa N. , Drosińska-Komor M. , Głuch J. , Breńkacz Ł.

Polish Maritime Research

|

2018

|

tom S 1

204--210

EN

The article presents results of efficiency calculations for two 560 MW nuclear cycles with high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). An assumption was made that systems of this type can be used in so-called marine nuclear power plants. The first analysed system is the nuclear steam power plant. For the steam cycle, the efficiency calculations were performed with the code DIAGAR, which is dedicated for analysing this type of systems. The other system is the power plant with gas turbine, in which the combustion chamber has been replaced with the HTGR. For this system, a number of calculations were also performed to assess its efficiency. Moreover, the article names factors in favour of floating nuclear power plants with HTGRs, which, due to passive safety systems, are exposed to much smaller risk of breakdown than other types of reactors which were in common use in the past. Along with safety aspects, it is also economic and social aspect which make the use of this type of systems advisable.

12

WANO i jego wpływ na bezpieczeństwo i niezawodność eksploatacji elektrowni jądrowych

88%

Baurski J.

Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje

|

2007

|

tom T. 1, z. 25

73-88

PL

WANO - Światowe Stowarzyszenie Eksploatatorów Elektrowni Jądrowych powstało w 1989 r. w reakcji na katastrofę czarnobylską. W ciągu 18 lat nie tylko „otworzyło" ono energetykę jądrową radziecką i w "demo-ludach" na najlepsze technologie i procedury eksploatacyjne (co było zadaniem w początkowych 2-3 latach) ale podniosło na bardzo wysoki poziom bezpieczeństwo i niezawodność eksploatacji EJ na całym świecie. Nie ma w energetyce drugiej organizacji na skalę globalną, równie skutecznej, przynoszącej olbrzymie korzyści wszystkim narodom, które eksploatują elektrownie jądrowe. Polska jest członkiem założycielem WANO. Polska reprezentowana była przez WEiWB, PSE S.A., i obecnie przez Instytut Energii Atomowej (niewiele brakowało, aby niefortunna decyzja prezesa PSE S.A. przerwała nasze członkostwo w WANO -zdarzenie to ilustruje negatywny i nieuprawniony stosunek do energetyki jądrowej oraz jest przykładem, jak nominacje niekompetentnych osób mogą mieć szkodliwe skutki -pozwalam sobie na aż takie zwrócenie uwagi (po 45 latach pracy w sektorze wytwarzania energii elektrycznej) na zagadnienie niewłaściwych nominacji, gdyż znam ich kilka o bardzo negatywnych wynikach niefortunnych decyzji i omówię podczas prezentacji referatu. Nie docenia się znaczenia awansowania specjalistów sprawdzonych w eksploatacji i budowie elektrowni (sieci przesyłowych i rozdzielni NN), korzystając często z osób przypadkowych). W referacie omówiono historię WANO, jej misję, formy, procedury i programy działania WANO oraz skutki wyrażone wzrostem wskaźników ilustrujących bezpieczeństwo i niezawodność eksploatacji EJ i ich produktywność.

EN

The World Association of Nuclear Operators (WANO) was established on May 15, 1989 by 144 electric Utilities with nuclear plants in operation or under constaction (also from Poland) in recognition of their mutual dependence on one another. WANO is an independent, non - profit organisation supported by its members and functions through four regional centres located in Atlanta, Moscow, Paris and Tokyo together with a coordinating centre in London. WANO's programmes promote the highest standards of safety and reliability in the operation of nuclear power plants (NPP). The mision of WANO: "to maximise the safety and reliability of the operation of NPPs by exchanging information and encouraging communication, comparison and emulation amongst its members". One of the first programmes established by WANO members was a method to share operating experiences. Nearly all abnormal events at NPPs have precursor occurrences of lesser consequance. Through WANO we have a common methodology with selected criteria for examining events and learning lessons from such events. A worldwide, International Communications network speeds the flow of information on events and their lessons to Utilities and other utility organisations. WANO was fortunate in having the Intenational Union of Producers and Distributors of Electrical Energy (UNIPEDE) and the US Institute for Nuclear Power Operations (INPO) who donated significant event reports from their libraries to the WANO system. Direct operator-to-operator exchange of experience is partiularly yaluable. WANO members have committed to a wide ranging programme that covers topics such as organisation, operation, maintenance, chemistry, radiological protection, enginieering support, training and emergergency procedures. The methods used to directly exchange information include exchange yisits between indiyidual plants; workshops and seminars which provide forums for discussion of operational problems and to present good practice information; and the exchange of documents on methodologies, practices and experiences. In addition, diret contact between individual members is encouraged with information exchange taking place through the WANO computer network topics speifically set-up for this purpose. Thanks to UNIPEDE and INPO, WANO adopted a performance indicator programme. All WANO members can, through this programme, compare their own plant performance with best International practice in 10 key areas of safety and reliability. In 1991, WANO members also decided to develop a voluntary Peer Review programme. It is an in-depth information exchange among Peers. The result of a Peer Review is a confidential report to the Plant Manager identifying strengths and area for improvement. With the Utility Manager's agreement, strengths are made available to all WANO members via NUCLEAR NETWORK. By agreement of its Governing Board, and at the request of a member, WANO also occasionally undertakes special projects. (From WANO's "Chronology").

13

O awariach projektowych i pozaprojektowych elektrowni jądrowych

88%

Kubowski J.

Energetyka

|

2011

|

tom nr 5

274-279

PL

Zawarto przegląd ciężkich awarii postulowanych w projekcie elektrowni jądrowej. Pokazano, iż mogą one prowadzić do stopienia paliwa. Należą do nich awarie wywołane zaburzeniami w systemie chłodzenia reaktora i awarie reaktywnościowe, spowodowane wyrzuceniem pręta regulacyjnego z rdzenia wskutek uszkodzenia jego prowadnicy. Opisano środki służące opanowaniu ich skutków w takim stopniu, by w przypadku wystąpienia zdarzenia nie doszło do przekroczenia dopuszczalnych norm ochrony przed promieniowaniem jonizacyjnym. Są to m.in. zbiorniki akumulacyjne budowane pod reaktorami, przeznaczone do magazynowania corium, lub specjalne układy schładzania zapobiegające przetopieniu zbiornika reaktora. Zdefiniowano awarie pozaprojektwe, których w odróżnieniu od projektowych - jako znacznie mniej prawdopodobnych - nie rozpatruje się w raporcie o bezpieczeństwie siłowni.

EN

The paper presents problems concerning postulated severe accidents and engineered salety leatures for their management in a new nuclear power plants. It has been shown that such an accidents can lead to core meltdown. They are caused by cooling system failures or by reactivity accidents initiated by control rod ejection. Described are safety systems to mitigate the consequences of radioactive materiaI release limited by regulated radiation dose allowed. Two concepts to hold corium within the reactor are implemented: in -vessel-cooling system, which could prevent corium from leak outside the reactor and specific melted fuel catcher situated below the reactor pressure vessel. Considered are also beyond design basis accidents, albeit that due to very low propability of occurrence they usually do not take into consideration in Safety Analysis Report for nuclear power plants.

14

Droga do elektrowni jądrowych czwartej generacji. Część pierwsza

75%

Przedpełski Z.

Energetyka

|

2010

|

tom nr 4

214-217

PL

Omówiono historię pierwszych trzech generacji elektrowni jądrowych na podstawie przeglądu wielu źródeł literaturowych. Przedstawiono proces zmian technologicznych zmierzający do zapewnienia w coraz większym stopniu bezpieczeństwa pracy tych elektrowni. Opisano większe awarie elektrowni jądrowych.

EN

Described is the history of the first three generations of nuclear power plants based on a survey of many literature sources. Presented is the process of technological changes aiming to ensure the increase of the power plants' operational security. Described are some bigger failures of nuclear power plants.

15

Problemy współpracy elektrowni jądrowych z systemem elektroenergetycznym

75%

Kubowsk J.

Energetyka

|

2010

|

tom nr 4

218-221

PL

Rozpatrzono specyficzne zagadnienia warunkujące zakres elastycznej współpracy elektrowni jądrowych z systemem elektroenergetycznym. Należą do nich: wysokie koszty inwestycyjne budowy elektrowni jądrowych, zmuszające do eksploatacji siłowni przy dużych współczynnikach obciążenia; przejściowe stany zatrucia ksenonem wywołane regulacją mocy reaktora; ograniczenia szybkości podnoszenia mocy, spowodowane zjawiskiem wzajemnego oddziaływania między koszulką elementu paliwowego a paliwem. Pokazano, iż możliwości elektrowni w pokrywaniu dobowych zmian obciążenia systemu w dużej mierze zależą od strat reaktywności wskutek zatrucia reaktora ksenonem. O ile pierwsze dwa ograniczenia są w zasadzie natury ekonomicznej, o tyle restrykcje dotyczące nieprzekraczalnych dozwolonych szybkości wzrostu mocy elektrowni wynikają również ze względów radiologicznych. W danym przypadku chodzi bowiem o zapobieżenie uszkodzeniu elementów paliwowych i związanych z tym następstw.

EN

Considered are specific problems constraining the operational flexibility of nuclear power plants within a power grid. They are as follows: high nuclear power plants building investment costs forcing to operate plants at high load factors, transient xenon poisoning states caused by reactor power control and limits in safe permissible rate of reactor power increase due to pellet cladding interaction (PCI). It is shown that maneuvering abilitiy of a power plant to meet the demand of daily power fluctuations depends mainly on reactivity losses due to reactor xenon poisoning. And whereas the first two restrictions are in principle of economic character, the ones concerning limited rate of power increase result also from radiological reasons - in this particular case the problem lies in preventing fuel rods from damaging and the subsequent consequences.

16

Hipotezy ochrony radiologicznej

75%

Sudyk M. , Sudyk K.

Inżynier i Fizyk Medyczny

|

2013

|

tom Vol. 2, nr 2

81--82

PL

Niemal dwa lata po awarii w elektrowni jądrowej Fukushima Daiichi wszyscy zastanawiają się nad konsekwencjami budowania elektrowni jądrowych. Wśród społeczeństwa popularne jest przekonanie, że każda dawka promieniowania jest szkodliwa dla zdrowia. Dodatkowo opinia ta podsycana jest przez każdy wypadek radiacyjny, m.in.: awarię w elektrowni Three Mile Island w 1979 roku czy Czarnobylu w 1986 roku. Jest to jednak tylko jedna z hipotez. Na pytanie, która z nich jest prawdziwa, nie ma jednoznacznej odpowiedzi, a zdania naukowców są podzielone. Istnieje wiele publikacji naukowych potwierdzających różne hipotezy, co w konsekwencji wprowadza jedynie coraz więcej wątpliwości, szczególnie wśród osób mających kontakt z promieniowaniem jonizującym podczas rutynowych badań diagnostycznych i pracy zawodowej.

17

Nuclear power plant as a source of electrical energy and heat

75%

Minkiewicz T. , Reński A.

Archiwum Energetyki

|

2011

|

tom T. 41, nr 3-4

155-166

EN

In this paper, certain the issues concerning usage of nuclear power plants as sources of not only electric power but also thermal energy will be discussed. For such a solution appeals most of all the need to limit harmful emissions of gases (including C02) and ashes, which come from the process of burning fossil fuels, as well as the raising demand for network heat and chill. Additionally combined heat and power production brings measurable economic benefits and increases energy security in the given region. In particular, the possibility of operating a nuclear power plant (NPP) as a source of heat for the heating network system of an agglomeration and the most probable locations for this plant in Pomeranian Voivodeship are considered. Both technical and economic aspects of such an undertaking are taken into account.

PL

Rozpatrzono wybrane problemy eksploatacji elektrowni jądrowych, wykorzystywanych nie tylko jako źródło energii elektrycznej, ale również i cieplnej. Za takim rozwiązaniem przemawia przede wszystkim konieczność ograniczenia emisji szkodliwych gazów (w tym CO2)) i pyłów powstających w procesie spalania paliw kopalnych, a także rosnące zapotrzebowanie na ciepło czy też chłód sieciowy. Dodatkowo praca w skojarzeniu przynosi wymierne korzyści ekonomiczne, a także zwiększa bezpieczeństwo energetyczne w danym rejonie. W szczególności rozważono możliwość wykorzystania elektrowni jądrowej jako źródła ciepła dla systemu ciepłowniczego aglomeracji miejskiej, biorąc pod uwagę najbardziej prawdopodobne lokalizacje tej elektrowni w województwie pomorskim. Uwzględniono zarówno aspekty techniczne, jak i ekonomiczne tego przedsięwzięcia.

18

Kryteria wyboru lokalizacji elektrowni jądrowej w Polsce

75%

Fabisiak J. , Kupiński J. , Michalak J. , Nowik H.

Logistyka

|

2011

|

tom nr 5

PL

Budowa elektrowni jądrowych w Polsce stała się faktem. Zgodnie z założeniami programu rozwoju energetyki jądrowej w Polsce, pierwsza elektrownia, z dwóch planowanych, ma rozpocząć pracę w 2021 r. Jednym z problemów, które należy rozwiązać w najbliższym czasie jest wybór odpowiedniej lokalizacji pod jej budowę. Z kilkudziesięciu pierwotnie rozpatrywanych miejsc, obecnie pod uwagę bierze się już tylko cztery, w tym dwa zlokalizowane w województwie pomorskim. W artykule dokonano analizy warunków, które decydują o lokalizacji takich inwestycji. Szczególną uwagę zwrócono na kwestie bezpieczeństwa, a także korzyści jakie tego typu inwestycje stwarzają dla regionu.

EN

Construction of the first nuclear power plants in Poland has become a reality. The plant is scheduled to start operation in 2021. One of the problems to be solved in the near future is to choose an appropriate location for its construction. With several sites under consideration, are taken into consideration only four, including two located in the Pomorskie Province. The article analyzes the conditions which determine the location of such investments. Particular attention was paid to security issues, as well as the benefits of such investments pose to the investment.

19

Usage factor curve as the tool for an assessment of a rest lifetime over 40 years design limit for components of nuclear power plants (NPP)

75%

Patorski J. A. , Hirt P. H. , Jausi N.

Diagnostyka

|

2012

|

tom nr 1(61)

3-8

EN

In introduction the short overview on the actual importance of the Nuclear Power Plants (NPPs) Ageing-Plant Life Extension (PLEX) problem is presented. The proposed forecast for the rest of life span of a pressurized NPP-component based on the calculated Usage Factor Curve can provide less conservative results than the normally used standard usage factor calculations. The main task of the presented Usage Factor Curve approach is the statistical interpretation of the recorded reactor transients and evaluation of load condition of the component resulting from these transients. Such analytical procedure applied during exploitation of NPPs is showing more realistic status of facility and can diagnose existing reserve in lifetime of pressurized NPPcomponents.

PL

Na wstępie krótko przedstawiono aktualne znaczenie problematyki przedłużenia projektowego okresu eksploatacji Elektrowni Jądrowych (EJ). Znormowane ustalenie przewidywanego projektowego okresu eksploatacji EJ, opierające się na obliczaniu tzw. współczynnika zużycia dla ciśnieniowych elementów konstrukcyjnych, może prowadzić do niedoszacowania dozwolonego okresu pracy EJ. Zaproponowana w artykule metodologia Krzywej Współczynnika Zużycia może wykazać lepszą ocenę pozostałego czasu eksploatacji. Zasadniczym elementem przedstawionej procedury ustalania Krzywej Współczynnika Zużycia w czasie eksploatacji EJ jest wykorzystywanie statystycznie zbieranych danych o rzeczywistej historii obciążeń elementów konstrukcyjnych i cząstkowe okresowe obliczanie przebiegu współczynnika zużycia. Zastosowanie takiego analitycznego narzędzia pozwala na diagnozę stanu zużycia i realniejszą prognozę pozostałego dozwolonego czasu eksploatacji elementów konstrukcyjnych EJ.

20

Elektrownie jądrowe w warunkach awarii katastrofalnej

75%

Grządzielski I. , Sroka K.

Acta Energetica

|

2011

|

tom nr 1

5-10

PL

W artykule podjęto próbę wstępnej oceny pracy elektrowni jądrowych w warunkach awarii katastrofalnej. Analizę tę przeprowadzono, wykorzystując doświadczenia z przebytych awarii katastrofalnych w krajach ze znaczącą generacją z elektrowni jądrowych. Na bazie tych doświadczeń podjęto próbę zdefiniowania charakterystycznych cech elektrowni jądrowych i sformułowania wymagań, jakie muszą spełniać te elektrownie w systemie elektroenergetycznym w kontekście możliwości wystąpienia blackoutu.