دسترسی نامحدود
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
دانلود کتاب Anticipated and Abnormal Plant Transients in Light Water Reactors: Volume 1
دانلود کتاب مواقع پیش بینی شده و غیر طبیعی گیاه در راکتورهای آب سبک: جلد 1
مشخصات کتاب
Anticipated and Abnormal Plant Transients in Light Water Reactors: Volume 1
ویرایش: 1 نویسندگان: Joseph M. Hendrie (auth.), Pamela L. Lassahn, Debu Majumdar, George F. Brockett (eds.) سری: ISBN (شابک) : 9781468448016, 9781468447996 ناشر: Springer US سال نشر: 1984 تعداد صفحات: 725 زبان: English فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) حجم فایل: 22 مگابایت
قیمت کتاب (تومان) : 52,000
کلمات کلیدی مربوط به کتاب مواقع پیش بینی شده و غیر طبیعی گیاه در راکتورهای آب سبک: جلد 1: مهندسی هسته ای
در صورت تبدیل فایل کتاب Anticipated and Abnormal Plant Transients in Light Water Reactors: Volume 1 به فرمت های PDF، EPUB، AZW3، MOBI و یا DJVU می توانید به پشتیبان اطلاع دهید تا فایل مورد نظر را تبدیل نمایند.
توجه داشته باشید کتاب مواقع پیش بینی شده و غیر طبیعی گیاه در راکتورهای آب سبک: جلد 1 نسخه زبان اصلی می باشد و کتاب ترجمه شده به فارسی نمی باشد. وبسایت اینترنشنال لایبرری ارائه دهنده کتاب های زبان اصلی می باشد و هیچ گونه کتاب ترجمه شده یا نوشته شده به فارسی را ارائه نمی دهد.
توضیحاتی در مورد کتاب مواقع پیش بینی شده و غیر طبیعی گیاه در راکتورهای آب سبک: جلد 1
در طول 30 سال گذشته، فناوری ایمنی راکتور نه به دلیل نیاز به بازیابی از سوانح یا حوادث، بلکه عمدتاً از بسیاری از گروه‌های جامعه هسته‌ای که پرسش‌های فرضی و جست‌وجو (چه می‌شد) تکامل یافته است. این پرسش در واقع در ایجاد اقدامات پیشگیرانه برای بسیاری از انواع رویدادها و حوادث احتمالی نتیجه داده است. شرایطی مانند گشت و گذارهای واکنش پذیری، شکست بزرگ، از دست دادن مایع خنک کننده، ذوب هسته، و از دست دادن یکپارچگی محتوی، به عنوان چند مورد، همگی در یک زمان موضوعات بحث های طولانی در مورد رویدادهای فرضی بودند. از نظر تاریخی، بسیاری از اینها به برنامه‌های تحقیقاتی چند ساله و در مقیاس بزرگ تبدیل شده‌اند که هدفشان حل و فصل «چه می‌شد» بوده است. اواسط دهه 1970 در آن زمان، روش‌های ریسک احتمالی به ما می‌گفتند که باید تأکید خود را در تحقیق و توسعه ایمنی راکتور تغییر دهیم و بیشتر بر شکستگی‌های کوچک لوله‌ها و گذرا نیروگاه تمرکز کنیم. جزیره Three Mile این پیام را در سال 1979 نقطه‌گذاری کرد. حوزه موضوعی گذرا کارخانه یک موضوع چند رشته‌ای است که نه تنها شامل فناوری‌های هسته‌ای، جریان سیال، و انتقال گرما، بلکه هم‌افزایی این فناوری‌ها با سیستم‌های کنترل راکتور، ایمنی، است. "ساقه، اقدامات اپراتور، نگهداری و حتی مدیریت و ملاحظات اقتصادی یک کارخانه معین.
توضیحاتی درمورد کتاب به خارجی
Over the last 30 years, reactor safety technology has evolved not so much from a need to recover from accidents or incidents, but primarily from many groups in the nuclear community asking hypo thetical, searching (what if) ~uestions. This ~uestioning has indeed paid off in establishing preventive measures for many types of events and potential accidents. Conditions, such as reactivity excursions, large break, loss of coolant, core melt, and contain ment integrity loss, to name a few, were all at one time topics of protracted discussions on hypothesized events. Historically, many of these have become multiyear, large-scale research programs aimed at resolving the "what ifs. " For the topic of anticipated and abnormal plant transients, how ever, the searching ~uestions and the research were not so prolific until the mid-1970s. At that time, probabilistic risk methodolo gies began to tell us we should change our emphasis in reactor safety research and development and focus more on small pipe breaks and plant transients. Three Mile Island punctuated that message in 1979. The plant transient topic area is a multidisciplinary subject involving not only the nuclear, fluid flow, and heat transfer technologies, but also the synergistics of these with the reactor control systems, the safety s;,"stems, operator actions, maintenance and even management and the economic considerations of a given plant.
فهرست مطالب
Front Matter....Pages i-xxviii
Transients — Abnormal and Otherwise....Pages 1-11
Front Matter....Pages 13-14
Opportunities for Practical Improvements in the Management of Plant Transients (Opening Address)....Pages 15-28
Operational Transients, A Definition....Pages 29-34
The Risk from Transients According to Probabilistic Risk Assessment (PRA)....Pages 35-44
The Economic Impact of Reactor Transients....Pages 45-52
Questions and Answers Significance of Operational Transients....Pages 53-56
Front Matter....Pages 57-58
How does the NRC Treat Operational Experience and What is it Telling Us?....Pages 59-68
What is Our Experience in Plant Transients Telling Us?....Pages 69-76
The NEA Incident Reporting System : Description, Experience, First Results....Pages 77-86
PWR — Experience in Operational Transients — French Program 1981 – 1982 Results....Pages 87-96
Experience with Transients in German NPPs....Pages 97-105
Experience in Plant Transients the Swedish RKS Program....Pages 107-116
Taipower Experience in Plant Transients....Pages 117-124
Questions and Answers Plant Transient Experience Base....Pages 125-130
Front Matter....Pages 131-132
Ginna Steam Generator Tube Rupture....Pages 133-142
Rancho Seco “Light Bulb Incident”....Pages 143-151
High Pressure Cooling System Malfunction....Pages 153-162
Control Rod Trip Failures; Salem 1, the Cause, Response, and Potential Fixes....Pages 163-172
Loss of Preferred Power Events in German BWRs and PWRs....Pages 173-182
Analysis and Simulation of the DOEL-2 Steam Generator Tube Rupture Event....Pages 183-192
Front Matter....Pages 131-132
Questions and Answers Anatomy of Selected Operational Transients....Pages 193-201
Front Matter....Pages 203-204
Vital Auxiliaries — The Underrated Events....Pages 205-218
Plant Transients — Licensing Requirements and Operating Experience Concerning the Plants Isar 1 and Grafenrheinfeld....Pages 219-228
Plant and Operator Response to an Extraction Steam Line Rupture — Oconee Unit 2 — June 28, 1982....Pages 229-237
Natural Circulation Response of Pressurized Water Reactors....Pages 239-247
Questions and Answers Specific Experience in Operational Transients....Pages 249-253
Front Matter....Pages 255-256
EPRI/NSAC’s Approach for Tackling Current Safety Issues....Pages 257-264
Pressurized Thermal Shock — An Integrated Analysis....Pages 265-279
Pumps On vs. Pumps Off during Recovery....Pages 281-293
Station Blackout Transients....Pages 295-304
ATWS — An Update from NRC....Pages 305-314
Application of Digital Technology to Nuclear Plant Control and Safety....Pages 315-327
Approach to Inadequate Core Cooling Detection....Pages 329-338
Questions and Answers Current Issues in Operational Transients....Pages 339-343
Front Matter....Pages 345-346
A Perspective on Nuclear Power Plant Systems Analysis....Pages 347-365
Simulation of Transients with DRUFAN....Pages 367-380
The TRAC-PF1/MOD1 Computer Code....Pages 381-386
An Overview of the Modular Modeling System (MMS) Code and Applications....Pages 387-400
ALMOD4: Advanced PWR Transient Analysis Code....Pages 401-410
Sensitivity of SBLOCA Analysis to Model Nodalization....Pages 411-423
Front Matter....Pages 345-346
Mathematical Modelling of Plant Transients in the PWR for Simulator Purposes....Pages 425-434
Questions and Answers Analytical Methods for Transient Simulation....Pages 435-436
Front Matter....Pages 437-438
PWR and BWR Anticipated and Abnormal Plant Transient Research Sponsored by the U.S. Nuclear Regulatory Commission....Pages 439-448
The EPRI Plant Transient Data Bank....Pages 449-458
FIST Small Break Accident Analysis with BWR TRACB02 — Pretest Predictions....Pages 459-466
A TRAC-PF1 Analysis of LOFT Steam-Generator Feedwater Transient Test L9-1....Pages 467-475
Best-Estimate Analyses of LOFT Anticipated Transients with and without Scram Using DYNODE-P....Pages 477-485
Use of LOBI Test Facility for Plant Transients Simulation....Pages 487-497
ROSA-IV/LSTF Program at JAERI for PWR Small-Break LOCA and Operational Transient Experiments....Pages 499-508
Questions and Answers Analytical Methods Assessment by Comparison to Data....Pages 509-512
Front Matter....Pages 513-514
RETRAN Analysis of SONGS 2 Reactor Coolant System Flow Measurements....Pages 515-526
TRAC Analysis of the Crystal River Unit-3 Plant Transient of February 26, 1980....Pages 527-538
Calculation of the Limiting CESSAR Steam Line Break Transients....Pages 539-553
Station Blackout Accident for the Korea Nuclear Unit 1 Using RELAP5/MOD1....Pages 555-563
Evaluation of RELAP5/MOD1 for Analysis of Steam Generator Tube Rupture Transients in OTSG Plants....Pages 565-574
Yankee Plant NRV Closure Analysis....Pages 575-585
TRAC Calculations of Overcooling Transients in PWRs for Pressurized Thermal Shock Analysis....Pages 587-601
RELAP5 Analyses of Overcooling Transients in a Pressurized Water Reactor....Pages 603-615
Questions and Answers....Pages 617-625
Front Matter....Pages 627-628
Mitigation of PTS Transients by System Design in KWU PWR Plants....Pages 629-637
Front Matter....Pages 627-628
Analysis of Safety Injection Fluid Mixing in the Downcomer and Cold Leg of Pressurized Water Reactors....Pages 639-654
OTSG Transient Modeling with ALMOD/GDE: Overview and Case Study....Pages 655-665
ATWS Parameter Studies for a Tight-Lattice PWR....Pages 667-677
Small-Break LOCA Recovery in B&W Plants....Pages 679-690
Boron Injection at Natural Circulation Conditions in PWRs....Pages 691-700
RETRAN-02 Analysis of Ginna Nuclear Power Plant’s Steam Generator Tube Rupture Accident....Pages 701-710
Thermal-Hydraulic Analysis of the Ginna Steam Generator Tube Rupture Event Using RETRAN-02....Pages 711-720
Questions and Answers Pressurized Water Reactor Plant Transient Analysis —II....Pages 721-724
نظرات کاربران
کتاب های تصادفی
دانلود کتاب The Adventures of Sherlock Holmes
دانلود کتاب Cassandra Data Modeling and Analysis
دانلود کتاب Globalisation, Freedom and the Media after Communism: The Past as Future
