Informacja

Drogi użytkowniku, aplikacja do prawidłowego działania wymaga obsługi JavaScript. Proszę włącz obsługę JavaScript w Twojej przeglądarce.

English (EN)·Polski (PL)·Yкраїнський (UK)
Przejdź do strony domowej biblioteki Centralna Biblioteka Wojskowa Link otwiera się w nowym oknie Logo biblioteki Prolib Integro - strona głównaCentralna Biblioteka Wojskowa

Wyszukujesz frazę "Oszczak, A." wg kryterium: Autor

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-2 z 2
    Tytuł:
    Sorption of Sr-85 and Am-241 from liquid radioactive wastes by alginate beads
    Autorzy:
    Oszczak, A.
    Fuks, L.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147934.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    sorption
    radionuclides
    calcium alginate
    barium alginate
    strontium alginate
    Opis:
    The paper reports the adsorption of strontium(II) and americium(III) from aqueous solutions onto calcium alginate (CaA), barium alginate (BaA) and strontium alginate (SrA) beads. Adsorption process was studied in batch experiments as a function of the initial pH of the solution and the contact time. All sorbents were examined by the termogravimetric analysis (TG). Laboratory obtained spherical beads of CaA, BaA and SrA seem to be good metal sorbents from liquid radioactive wastes. A contact time of about 4 h and neutral pH of the initial aqueous solution have been proposed to be optimum conditions for Sr-85 and Am-241 removal from the contaminated solutions using alginate sorbents. Laboratory obtained beads of CaA, BaA and SrA are characterized by the decontamination factor (DF) equal to 85% for Sr(II) and 90% for Am(III).
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, No. 4, part 2; 927-931
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju. Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej. Zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi
    The NCBiR strategic research project Safe Nuclear Power Engineering Development Technologies. Task 4 Development of Methods and Technologies Supporting Management of Spent Fuel and Radioactive Waste
    Autorzy:
    Fuks, L.
    Oszczak, A.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214091.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    radiochemia
    chemia jądrowa
    paliwo jądrowe
    odpady promieniotwórcze
    energetyka jądrowa
    radiochemistry
    nuclear chemistry
    nuclear fuel
    radioactive wastes
    nuclear energy
    Opis:
    NCBR założył, że Projekt będzie realizowany w postaci dziesięciu niezależnych zadań badawczych. Trzy z nich koordynował Instytut Chemii i Techniki Jądrowej w Warszawie. Niniejsza publikacja przedstawia zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi. Cele szczegółowe były następujące: − metody wyodrębniania plutonu i długożyciowych aktynowców; − metody skracania okresu rozpadu promieniotwórczego komponentów wypalonego paliwa w reaktorach na neutrony prędkie lub metodami transmutacji; − opracowanie nowych technologii przerobu i postępowania z nisko- i średnioaktywnymi odpadami promieniotwórczymi; − opracowanie nowych technologii zmniejszenia radiotoksyczności odpadów promieniotwórczych, w tym metodami radiochemicznymi; − opracowanie fizyko-chemicznych podstaw technologii kondycjonowania odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa; − wykorzystywanie wyodrębnionych pierwiastków z wypalonego paliwa do wytwarzania prekursorów paliwa dla reaktorów nowej generacji. Dodatkowym i szczególnie cennym rezultatem prowadzonych prac było wykształcenie młodej kadry badawczej, która stanie się naukowym zapleczem dla powstającego w Polsce programu budowy energetyki jądrowej.
    Main objectives of the Project were the scientific and development studies on techniques and technologies supporting management and storage of spent nuclear fuel and radioactive wastes formed in course of exploitation of the nuclear power plants with special emphasize of Polish nuclear industry. The detailed goals of the Project were: − separation of plutonium and other long-lived actinides; − decreasing the decay period of the radioactive components of spent nuclear fuel in the fast neutron reactors and/or by transmutation; − new technologies for reprocessing of the low- and medium-level radioactive wastes; − hybride processes for the purification of the radioactive wastes; − reducing radiotoxicity of the radioactive wastes by radiochemical methods; − physico-chemical conditioning technologies of the radioactive wastes and spent nuclear fuels; − fuel precursors for the IV generation reactors based on main components recovered from the spent nuclear fuels. Apart from the scientific goals, probably important aim of the Project was to create new generation of specialists needed for the development of nuclear energy industry in Poland.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2015, 2; 16-28
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-2 z 2

      Ta witryna wykorzystuje pliki cookies do przechowywania informacji na Twoim komputerze. Pliki cookies stosujemy w celu świadczenia usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Twoim komputerze. W każdym momencie możesz dokonać zmiany ustawień dotyczących cookies