Introduction to Nuclear Power

Hewitt, Geoffrey F.; Collier, J. G.

doi:10.1201/b15077

Cited by 32 publications

(12 citation statements)

References 0 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Order By: Relevance

“…Considering that these extremes are located on the internal surface of the cold leg nozzles, with relatively small surface area, the results have been deemed acceptable. [1]…”

Section: Discussionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Nuclear Reactor Pressure Thermal Shock Simulation

Gálik¹,

Kutiš²,

Paulech³

et al. 2021

9th Edition of the International Conference on Computational Methods for Coupled Problems in Science and Engineering

View full text Add to dashboard Cite

The article describes a multistage modelling methodology proposed by the author for the modelling of emergency core cooling processes. The methodology is based on the best practice guidelines presented by the IAEA, it is applied to a specific scenario of emergency core cooling during a loss of coolant accident [1] with an effective break diameter of 20mm. A 3D thermohydraulic analysis was performed as the first step in the solution process, where the transient changes in the pressure, velocity and temperature fields within the reactor pressure vessel were studied [2]. The primary knowledge learned when processing the results of the first step, was the presence of an oscillating cold coolant stripe in close proximity to the pressure vessel wall. The next step in the methodology consisted of a threedimensional thermo-mechanical analysis of the reactor pressure vessel [3]. In this step, pressure thermal shock induced critical zones of mechanical loading were identified and the influence of the oscillatory character of the cold stripe on the pressure vessel was studied.

show abstract

“…Considering that these extremes are located on the internal surface of the cold leg nozzles, with relatively small surface area, the results have been deemed acceptable. [1]…”

Section: Discussionmentioning

confidence: 99%

“…The reactor pressure vessel is considered the most reliable component of pressurized water reactors [1]. The target of concurrent research is the extension of operating life of existing power plants and their components [2,3,4].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Nuclear Reactor Pressure Thermal Shock Simulation

Gálik¹,

Kutiš²,

Paulech³

et al. 2021

9th Edition of the International Conference on Computational Methods for Coupled Problems in Science and Engineering

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Both sets of issues are complex and multifaceted and many of the complexities are beyond the scope of this monograph. The reader is referred to texts such as , Jones and Bankhoff (1977a & b), Jones (1981), Hewitt and Collier (1987), for a broader perspective on these issues.…”

Section: Multiphase Flows In Nuclear Reactorsmentioning

confidence: 99%

Thermo-Hydraulics of Nuclear Reactors

Brennen

2016

View full text Add to dashboard Cite

This book provides a concise and up-to-date summary of the essential thermo-hydraulic analyses and design principles of nuclear reactors for electricity generation. Beginning with the basic nuclear physics, it leads through technical and quantitative analyses to descriptions of both the normal operation of the various modern nuclear reactor designs and the analyses of the possible departures from normal operation. It then describes both the postulated accident scenarios and summaries of the causes for the three major nuclear power generation accidents, Three Mile Island, Chernobyl and Fukushima as well as the major improvements to reactor safety that grew out of those analyses and accidents.

show abstract

“…Conversely, failure of critical valves can lead to serious events. One can recall the failure of the pulse valve of the pressure compensator at the Three Mile Island NPP (nuclear power plant) [4], which ended in the first serious accident at world nuclear power plants. A similar failure of the PC PRV (pulse pressure relief valve of the pressure compensation system) was noted at the Rivne NPP, Ukraine, but it was detected and eliminated in time.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Experimental study of the transition of two types of wedge gate valves

Korolov

Pavlishin

Тітлов

et al. 2019

TAPR

View full text Add to dashboard Cite

Об'єктом дослідження є вид енергетичної арматури-засувка або клинова арматура. Засувки або клинова арматура займає провідне місце серед енергетичної арматури. Вона має мінімальний гідравлічний опір, практично лінійну залежність витрати від ступеня відкриття та має широке застосування на трубопровідних системах широкого призначення. Одним із проблемних місць такої арматури є втрата герметичності або пропуск клинових засувок. Крім цього, більш складна конструкція підвищує ймовірність відмови такої арматури. Для вирішення цієї проблеми пропонується виконати експериментальне дослідження пропуску засувок в залежності від зусилля їх закриття, а також дослідження тренда цієї залежності. Дослідження проводилися на стенді, що забезпечує тиск повітря до 3,0-3,5 МПа та укомплектований чавунною та латунною засувками. Пропуск повітря вимірювали об'ємним способом, витісняючи воду з вимірювальної комірки. Для створення зусилля на штоку, що замикає арматуру, використовувався динамометрический ключ КД-230 (Росія), що дозволяє вимірювати крутний момент до 230 Н⋅м. Методика експерименту полягала в наступному. Динамометричним ключем необхідним зусиллям закривали арматуру, потім включали компресор і досягали необхідного тиску. Пропуск повітря вимірювали заповненням вимірювальної комірки за час, що фіксується секундоміром. Обробка отриманих експериментальних даних дозволила отримати наступні залежності відносного пропуску арматури від величини крутного моменту для чавунної засувки: (Q/) = 3458•M (-1,069) та для латунної засувки: (Q/) = 6893•M (-2,435). Показано, що засувки так само як і раніше досліджені клапани та вентилі мають один тренд: (Q/) = С•M (-g). Показник ступеня крутного моменту показує, чим він більший за абсолютним значенням, тим запірні характеристики арматури-кращі. Так, для забезпечення однакового пропуску повітря, крутний момент на чавунній арматурі повинен мати більші значення, ніж для досліджуваної латунної засувки. Ключові слова: клинова арматура, крутний момент, відносний пропуск повітря, герметичність арматури, чавунна засувка, латунна засувка.

show abstract

Introduction to Nuclear Power

Cited by 32 publications

References 0 publications

Nuclear Reactor Pressure Thermal Shock Simulation

Nuclear Reactor Pressure Thermal Shock Simulation

Thermo-Hydraulics of Nuclear Reactors

Experimental study of the transition of two types of wedge gate valves

Contact Info

Product

Resources

About