Informacja

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

Wyszukujesz frazę "Schmidt, Rafał" wg kryterium: Autor


Wyświetlanie 1-3 z 3
Tytuł:
Physicochemical Properties of Copper Modified Zeolite
Właściwości fizykochemiczne zeolitu modyfikowanego miedzią
Autorzy:
Świderska-Dąbrowska, Renata
Schmidt, Rafał
Dąbrowski, Tomasz
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/1812060.pdf
Data publikacji:
2019
Wydawca:
Politechnika Koszalińska. Wydawnictwo Uczelniane
Tematy:
zeolite
precipitation
surface modification
calcination
zeta potential
leaching
zeolit
strącanie
powierzchniowa modyfikacja
kalcynacja
potencjał dzeta
rozmywalność
Opis:
Zeolites have been used in environmental engineering mainly in catalytic processes and as ion exchangers in water and wastewater treatment. Selective modified zeolites allow significant improvement in the effectiveness of impurities’ removal without introducing additional reagents to the environment. The final effect of treatment of water solutions is determined by the catalyst used, its physicochemical properties and the process parameters. In this work effectiveness of zeolite modification methods as well as their physical and chemical stability, taking into account the changes that take place during the process of calcination within the temperature range of 250°C to 650°C is presented. A natural clinoptilolite used in the experiment was transformed into the hydrogenous form and subsequently modified with copper (II) ions by coprecipitation with NaOH and Na2CO3. The effect of the method of the zeolite modification on Cu content, the zeolite Leaching capacity and surface charge was evaluated. An analysis of experimental results has shown that calcination temperature does not significantly change the surface charge, but does affect copper speciation. Analysis of EDS spectra by a scanning microscope, which showed that new and regular forms of copper compounds had been formed along the zeolite lattice structure is also presented. The experimental results show that retention of Cu in zeolites was caused by electrostatic interactions between Cu(II) cations and the electronegative surface of the zeolite and coprecipitation of Cu(II) complexes. Physicochemical properties of examined zeolites were affected by processes of hydration, hydrolysis and complexing of Cu with the zeolite matrix as a function of the solution’s pH. Results show that the process of impurities’ removal from water and wastewater depends on the method of zeolite modification and on the solution’s pH.
W inżynierii środowiska zeolity stosowane są przede wszystkim jako wymieniacze jonowe w oczyszczaniu wody i ścieków oraz w procesach katalitycznych. Selektywne modyfikowane zeolity pozwalają na znaczące zwiększenie skuteczności usuwania zanieczyszczeń, jednocześnie nie wprowadzając dodatkowych reagentów do środowiska. O końcowym efekcie decyduje rodzaj zastosowanego katalizatora, jego właściwości fizykochemiczne oraz parametry prowadzenia procesu. W pracy przedstawiono efektywność metod modyfikacji zeolitów oraz ich stabilność fizyczną i chemiczną, z uwzględnieniem zmian zachodzących podczas procesu kalcynacji w zakresie temperatur od 250°C do 650°C. W badaniach zastosowano zeolit naturalny klinoptylolit, który przeprowadzono w formę wodorową roztworem HCl, a następnie poddawano modyfikacji jonami miedzi (II) metodą współstrącania z użyciem NaOH i Na2CO3. Oceniono wpływ sposobu prowadzenia modyfikacji zeolitu na zawartość Cu, jego rozmywalność oraz ładunek powierzchniowy. Analiza wyników badań wykazała, że temperatura kalcynacji nie wpływa istotnie na zmianę ładunku powierzchniowego, ale na formę występowania związków miedzi. W pracy przedstawiono również analizę widm EDS wykonanych mikroskopem skaningowym, która pokazała, że wzdłuż struktury krystalicznej zeolitu zostały utworzone nowe i regularne formy związków miedzi. Wyniki badań wykazały, że zatrzymywanie Cu w zeolitach zachodziło na skutek oddziaływań elektrostatycznych między kationami Cu(II) i elektroujemną powierzchnią zeolitu oraz w wyniku strącania i współstrącania kompleksów Cu(II). Czynnikami wpływającymi na właściwości fizykochemiczne badanych zeolitów są procesy hydratacji, hydrolizy i kompleksowania Cu z matrycą zeolitu w funkcji pH roztworu. Przedstawiona w pracy analiza wyników badań wykazała, że proces usuwania zanieczyszczeń z wód i ścieków uzależniony jest od sposobu modyfikacji zeolitu oraz od pH roztworu.
Źródło:
Rocznik Ochrona Środowiska; 2019, Tom 21, cz. 2; 810-824
1506-218X
Pojawia się w:
Rocznik Ochrona Środowiska
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Modeling of the water level swell during depressurization of the reactor pressure vessel of the boiling water reactor in accidental condition
Modelowanie procesów zachodzących w zbiorniku ciśnieniowym reaktora wodnego wrzącego podczas spadku ciśnienia w warunkach pracy awaryjnej
Autorzy:
Bryk, Rafał
Schmidt, Holger
Mull, Thomas
Ganzmann, Ingo
Herbst, Oliver
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/300728.pdf
Data publikacji:
2019
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Polskie Naukowo-Techniczne Towarzystwo Eksploatacyjne PAN
Tematy:
boiling water reactor
level swell
reactor pressure vessel depressurization
reaktor wodny wrzący
poziom mieszaniny dwufazowej
spadek ciśnienia w zbiorniku reaktora
Opis:
Pressure Vessel resulting from an accident scenario is an important aspect in the reactor safety analysis. This paper discusses results of simulations of the water dynamics and heat transfer during the process of an abrupt depressurization of a vessel filled up to a certain level with saturated liquid water and with the rest of the vessel occupied by steam under saturation conditions. During the pressure decrease e.g. due to a break in the steam pipeline, the liquid water evaporates abruptly leading to strong transients in the vessel. These transients and the sudden emergence of void in the area occupied by liquid at the beginning, result in the elevation of the two-phase mixture. This work presents several approaches for modelling of the void fraction, the level swell and the collapse level. The first approach was based on the churn turbulent drift-flux correlation and an explicit analytic equation for the averge void fraction as a function of dimendsionless superficial vapor velocity. The second and the third aproaches were based on dimensionless analysis and purely empirical corelations. The models were verified against independent experimental data. The models represent the Reactor Pressure Vessel of the Integral Test Facility Karlstein (INKA) – a dedicated test facility for experimental investigation of KERENA – a new medium size Boiling Water Reactor design of Framatome. The comparison of the simulations results against the reference data shows a good agreement.
Kontrola poziomu mieszaniny dwufazowej wody w warunkach nagłego obniżenia ciśnienia w zbiorniku ciśnieniowym reaktora, wynikających z pracy awaryjnej jest ważnym aspektem analizy bezpieczeństwa reaktora jądrowego. Artykuł opisuje i weryfikuje wyniki symulacji zjawisk mechaniki płynów i wymiany ciepła w zbiorniku ciśnieniowym podczas gwałtownego spadku ciśnienia. W trakcie normalnej pracy zbiornik wypełniony jest do pewnego poziomu wodą w stanie nasycenia. Powyżej tego poziomu znajduje się para wodna będąca również w stanie nasycenia. W przypadku szybkiego spadku ciśnienia w zbiorniku np. w wyniku uszkodzenia rurociągu pary, woda w stanie ciekłym gwałtownie odparowuje, prowadząc do stanu nieustalonego w zbiorniku. Stan nieustalony oraz pojawienie się pary w rejonie zajmowanym wcześniej przez ciecz prowadzą do podwyższenia poziomu mieszaniny dwufazowej w zbiorniku. Artykuł prezentuje i porównuje kilka sposobów modelowania udziału fazy parowej oraz zależnych od tego udziału poziomu mieszaniny dwufazowej i wysokości słupa cieczy. Pierwszy z modeli został oparty o równanie analityczne przedstawiające średnią porowatość przepływu jako funkcję bezwymiarowej prędkości pary. Drugi i trzeci model jest oparty o analizę bezwymiarową i równania otrzymane na drodze empirycznej. Modele zostały zweryfikowane z niezależnymi danymi eksperymentalnymi. Modele reprezentują zbiornik ciśnieniowy reaktora obiektu testowego INKA (Integral Test Facility Karlstein) – obiektu dedykowanego do analizy eksperymentalnej reaktora KERENA – średniej mocy reaktora wodnego wrzącego, zaprojektowanego przez firmę Framatome. Porównanie wyników symulacji z danymi referencyjnymi wskazuje na zadowalającą zgodność obliczeń.
Źródło:
Eksploatacja i Niezawodność; 2019, 21, 1; 28-36
1507-2711
Pojawia się w:
Eksploatacja i Niezawodność
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Modeling of emergency condenser system response to loss of coolant accident in a BWR III+ generation
Modelowanie zachowania systemu kondensatora awaryjnego w przypadku awarii utraty chłodziwa w reaktorze BWR generacji III+
Autorzy:
Bryk, Rafał
Schmidt, Holger
Mull, Thomas
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/300663.pdf
Data publikacji:
2019
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Polskie Naukowo-Techniczne Towarzystwo Eksploatacyjne PAN
Tematy:
boiling water reactor
emergency condenser
LOCA
Modelica
reaktor wodny wrzący
kondensator awaryjny
awaria utraty chłodziwa
Opis:
Emergency Condenser (EC) is a heat exchanger composed of a large number of slightly inclined U-tubes arranged horizontally. The inlet header of the condenser is connected with the top part of the Reactor Pressure Vessel (RPV), which is occupied by steam during critical operation. The lower header in turn is linked with the RPV below the liquid water level during normal operation of the reactor. The tube bundle is filled with cold water and it is located in a vessel filled with water of the same temperature. Thus, the EC and RPV form together a system of communicating vessels. In case of an emergency and a decrease of the water level in the RPV, the water flows gravitationally from U-tubes to the RPV. At the same time the steam from the RPV enters to the EC and condenses due to its contact with cold walls of the EC. The condensate flows then back to the RPV due to the tubes inclination. Hence, the system removes heat from the RPV and serves as a high- and low-pressure injection system at the same time. In this paper a model of the EC system is presented. The model was developed with Modelica modeling language and OpenModelica environment which had not been used in this scope before. The model was verified against experimental data obtained during tests performed at INKA (Integral Test Facility Karlstein) ̶ a test facility dedicated for investigation of the passive safety systems performance of KERENA ̶ generation III+ BWR developed by Framatome.
Kondensator awaryjny jest wymiennikiem ciepła złożonym z dużej ilości U-rurek lekko nachylonych względem pozycji horyzontalnej. Kolektor wlotowy kondensatora połączony jest pojedynczym przewodem z górną częścią zbiornika ciśnieniowego reaktora, w której w trakcie normalnej pracy reaktora znajduje się para wodna. Dolny kolektor połączony jest natomiast ze zbiornikiem ciśnieniowym poniżej lustra wody w stanie ciekłym. Wiązka rurek kondensatora, w trakcie krytycznej pracy reaktora, wypełniona jest zimną wodą i zanurzona jest w basenie z wodą o tej samej temperaturze. Wiązka rurek kondensatora oraz rur doprowadzających tworzą wraz ze zbiornikiem ciśnieniowym zespół naczyń połączonych. W razie sytuacji awaryjnej, w przypadku spadku poziomu wody w zbiorniku ciśnieniowym, woda z kondensatora spływa grawitacyjnie do zbiornika ciśnieniowego, a para, która dostaje się do U-rurek kondensuje na skutek wymiany ciepła z zimną wodą otaczającą kondensator od zewnątrz. W ten sposób kondensator działając pasywnie, zastępuje wysokociśnieniowy oraz niskociśnieniowy wtrysk wody chłodzącej do zbiornika ciśnieniowego. W artykule przedstawiono model systemu kondensatora awaryjnego wraz ze zbiornikiem ciśnieniowym. Model został wykonany przy użyciu niestosowanego wcześniej w tym zakresie języka Modelica oraz środowiska OpenModelica. Następnie opracowany kod został zweryfikowany poprzez porównanie wyników z pomiarami eksperymentalnymi przeprowadzonymi na obiekcie INKA (Integral Test Facility Karlstein) – obiekcie testowym dedykowanym badaniom nad pasywnymi systemami bezpieczeństwa reaktora KERENA – reaktora BWR generacji III+ opracowanego przez firmę Framatome.
Źródło:
Eksploatacja i Niezawodność; 2019, 21, 3; 468-475
1507-2711
Pojawia się w:
Eksploatacja i Niezawodność
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
    Wyświetlanie 1-3 z 3

    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