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 "nuclear fuel" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
    Wyświetlanie 1-26 z 26
    Tytuł:
    Nuclear fissile fuels worldwide reserves
    Autorzy:
    Chmielewski, A. G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147011.pdf
    Data publikacji:
    2008
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    nuclear fuel
    uranium
    thorium
    Opis:
    The paper reports on the present evaluation of uranium reserves and discusses different possibilities of the efficiency of fissile fuel use including the possibility of fuel reprocessing, MOX fuel application and breeder reactors deployment. The possibility of thorium applications and uranium extraction from law grade ores and other material streams (phosphoric acid, copper leaching solution) are discussed as well.
    Źródło:
    Nukleonika; 2008, 53, suppl. 2; 11-14
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Natural zeolite as a replacement for resin in the cation exchange process of cesium on post-irradiated nuclear fuel
    Autorzy:
    Ginting, Aslina Br.
    Siti, Amini
    Noviarty, -
    Yanlinastuti, -
    Nugroho, Arif
    Boybul, -
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/1841644.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    zeolites
    resin
    cation exchange
    cesium
    nuclear fuel
    Opis:
    Characterization of natural salts from Bayah, Lampung, and Tasikmalaya, Indonesia has been carried out as a substitute for synthetic resins. The characteristics include zeolite activation with NH4Cl, and heated at 200C, the bond stability test of 137Cs-zeolite, chemical composition analysis, surface area, pore size, analysis of Cs cation exchange capacity (CEC), diffusion coeffi cient (Di), activation energy (Ea), and absorption of three zeolites. To do this, pipette 50 l of a standard solution of 137Cs from the National Institute of Standards and Technology (NIST), put in, 2 ml of 0.1 N HCl, and then add 1 g of zeolite and stir each for 1, 2, 3, 4, 5, and 24 h. Based on this stirring time, the 137C isotope will exchange ions with NH4-zeolite to 137Cs-zeolite in the solid phase. The content of 137Cs in 137Cs-zeolites (solid phase) was analysed using a gamma spectrometer. The results of the chemical composition analysis showed that the character of zeolite from Lampung has a Si/Al ratio, with a CEC value of 1.448 mEq/g which is greater than Bayah and Tasikmalaya, while the Di and Ea values for the three select types were obtained almost the same. Moreover, the stability test of the Cs ion bond with zeolite showed no signifi cant release of Cs ions from the zeolite structure. It can be concluded that the three soloists tested that the zeolite from Lampung has better characters. The results of 137Cs isotope separation in 150 l of U3Si2/Al fuel solution post-irradiation using zeolite from Lampung and Dowex resins obtained almost the same recovery around 98–99%, so it can be concluded that zeolite from Lampung can be used as a substitute for synthetic resin in the cation exchange process for the 137Cs isotope in nuclear fuel post-irradiated.
    Źródło:
    Nukleonika; 2021, 66, 1; 11-19
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Thorium nuclear fuel - thoron aspect
    Autorzy:
    Zagórski, Z. P.
    Głuszewski, W.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/148763.pdf
    Data publikacji:
    2010
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    CR-39
    nuclear fuel
    radon-220
    radon-222
    thorium fuel
    thoron
    Opis:
    The communication reports a serious complication connected with preparation, storage and transportation of fuel for thorium and uranium/thorium nuclear reactors. Whereas uranium fuel of any degree of enrichment is free from radium, which produces radon-222, thorium itself produces thoron (radon-220). Measurement of thoron by a routine ionization-chamber device around a small sample of 2 g thorium dioxide shows already the health endangerment situation. The presence of thoron is also confirmed by a typical solid state dosemeter (polymer CR-39), exposed to the air around ThO2 and etched afterwards with warm NaOH solution. The unavoidable presence of thoron can cause increase of price of production of nuclear fuel, demanding special approach to the method of manufacture.
    Źródło:
    Nukleonika; 2010, 55, 3; 407-408
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    SACSESS : the EURATOM FP7 project on actinide separation from spent nuclear fuels
    Autorzy:
    Bourg, S.
    Geist, A.
    Narbutt, J.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/971486.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    actinide separation
    minor actinides
    nuclear fuel reprocessing
    partitioning
    solvent extraction
    pyrochemical separations
    Opis:
    Recycling of actinides by their separation from spent nuclear fuel, followed by transmutation in fast neutron reactors of Generation IV, is considered the most promising strategy for nuclear waste management. Closing the fuel cycle and burning long-lived actinides allows optimizing the use of natural resources and minimizing the long-term hazard of high-level nuclear waste. Moreover, improving the safety and sustainability of nuclear power worldwide. This paper presents the activities striving to meet these challenges, carried out under the Euratom FP7 collaborative project SACSESS (Safety of Actinide Separation Processes). Emphasis is put on the safety issues of fuel reprocessing and waste storage. Two types of actinide separation processes, hydrometallurgical and pyrometallurgical, are considered, as well as related aspects of material studies, process modeling and the radiolytic stability of solvent extraction systems. Education and training of young researchers in nuclear chemistry is of particular importance for further development of this field.
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, No. 4, part 2; 809-814
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Analysis of radionuclide release through EBS of conceptual repository for Lithuanian RBMK spent nuclear fuel disposal : case of canister with initial defect
    Autorzy:
    Poskas, P.
    Narkuniene, A.
    Grigaliuniene, D.
    Kilda, R.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147504.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    geological repository
    near field
    radionuclide release
    radiotoxicity
    RBMK reactor
    spent nuclear fuel
    Opis:
    This paper presents research on radionuclide transport from generic geological repository for the RBMK-1500 SNF of 2.8 235U initial enrichment (with Er absorber) and average burn-up of ~ 29 MWd/kgU. Radionuclide transport analysis was focused on the engineered barrier system (EBS) and performed taking into account possible differences in the data on the initial size of a canister defect, defect enlargement time and radionuclide release start time. For the numerical simulations, computer code AMBER (UK) was used. The analysis of radionuclide transport regularities demonstrates that the release from the EBS is the most intensive after the defect enlargement. Most relevant radionuclides were identified based on the mass transfer analysis complemented by the analysis of radiotoxicity flux. The results showed that, depending on the differences of the initial defect size, defect enlargement time and release start time, the peak flux from the EBS may vary by a factor of 2 (for 129I) and 1.5 (for 226Ra) for RBMK-1500 SNF.
    Źródło:
    Nukleonika; 2013, 58, 4; 487-495
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Modeling minor actinide multiple recycling in a lead-cooled fast reactor to demonstrate a fuel cycle without long-lived nuclear waste
    Autorzy:
    Stanisz, P.
    Cetnar, J.
    Domańska, G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/146516.pdf
    Data publikacji:
    2015
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    adiabatic reactor
    closed nuclear fuel cycle
    lead-cooled fast reactor (LFR)
    nuclear reactor core design
    Opis:
    The concept of closed nuclear fuel cycle seems to be the most promising options for the efficient usage of the nuclear energy resources. However, it can be implemented only in fast breeder reactors of the IVth generation, which are characterized by the fast neutron spectrum. The lead-cooled fast reactor (LFR) was defi ned and studied on the level of technical design in order to demonstrate its performance and reliability within the European collaboration on ELSY (European Lead-cooled System) and LEADER (Lead-cooled European Advanced Demonstration Reactor) projects. It has been demonstrated that LFR meets the requirements of the closed nuclear fuel cycle, where plutonium and minor actinides (MA) are recycled for reuse, thereby producing no MA waste. In this study, the most promising option was realized when entire Pu + MA material is fully recycled to produce a new batch of fuel without partitioning. This is the concept of a fuel cycle which asymptotically tends to the adiabatic equilibrium, where the concentrations of plutonium and MA at the beginning of the cycle are restored in the subsequent cycle in the combined process of fuel transmutation and cooling, removal of fission products (FPs), and admixture of depleted uranium. In this way, generation of nuclear waste containing radioactive plutonium and MA can be eliminated. The paper shows methodology applied to the LFR equilibrium fuel cycle assessment, which was developed for the Monte Carlo continuous energy burnup (MCB) code, equipped with enhanced modules for material processing and fuel handling. The numerical analysis of the reactor core concerns multiple recycling and recovery of long-lived nuclides and their influence on safety parameters. The paper also presents a general concept of the novel IVth generation breeder reactor with equilibrium fuel and its future role in the management of MA.
    Źródło:
    Nukleonika; 2015, 60, No. 3, part 2; 581-590
    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
    Tytuł:
    Możliwe źródła zaopatrzenia w paliwo potencjalnych elektrowni jądrowych w Polsce
    Possible sources of nuclear fuel supply for potential nuclear power plants in Poland
    Autorzy:
    Smakowski, T.
    Wołkowicz, S.
    Miecznik, J. B.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/394704.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Polska Akademia Nauk. Instytut Gospodarki Surowcami Mineralnymi i Energią PAN
    Tematy:
    geologia gospodarcza
    złoża uranu
    elektrownie jądrowe
    paliwo jądrowe
    economic geology
    uranium deposits
    nuclear power plants
    nuclear fuel
    Opis:
    Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce spowodowały kolejną falę zainteresowania występowaniem rud uranu w Polsce. Obecnie uran nie jest traktowany jako surowiec strategiczny i Polska potencjalnie może go pozyskać na zasadach rynkowych. Stąd też niniejsza analiza geologiczno-gospodarcza wystąpień uranu w Polsce nawiązuje ściśle do aktualnych światowych trendów w geologii i gospodarce uranem. Postępujący rozwój technologii odzysku uranu i nacisk na efektywność ekonomiczną przedsięwzięć górniczo-przeróbczych spowodowały, że zainteresowanie budzą przede wszystkim złoża występujące na powierzchni terenu lub na bardzo małych głębokościach (złoża kalkretowe, w granitach/alaskitach i typu metasomatycznego) nadające się do taniej eksploatacji metodą odkrywkową, złoża typu piaskowcowego nadające się do eksploatacji metodą podziemnego ługowania, występujące do głębokości 500 m, oraz bardzo bogate złoża związane z niezgodnościami proterozoicznymi lub polimetaliczne złoża w brekcjach hematytowych. Dotychczas największymi producentami uranu były Kanada i Australia, ale od 2008 r. największym producentem został Kazachstan, dynamicznie rozwijający produkcję żółtego keku ze złóż w piaskowcach metodą ługowania in situ. Także państwa afrykańskie, przede wszystkim Namibia i Niger, oraz Rosja i Uzbekistan należą do poważnych producentów światowych. Natomiast kraje Europy środkowo-zachodniej, będące w przeszłości ważnymi dostawcami uranu (Francja, b. Czechosłowacja, b. NRD) praktycznie zaprzestały wydobycia na swoim terenie, co było spowodowane wyczerpaniem się zasobów złóż z jednej strony i restrykcyjnymi względami środowiskowymi z drugiej. Wystąpienia uranu w Polsce znane są z dolnoordowickich łupków dictyonemowych obniżenia podlaskiego (typ łupków czarnych) i triasowych piaskowców syneklizy perybałtyckiej (złoża typu piaskowcowego). Głębokość występowania, niskie zawartości (łupki ordowiku), bardzo duża zmienność okruszcowania (piaskowce triasu) powodują, że nie mają one złożowego znaczenia i mogą być klasyfikowane co najwyżej jako wystąpienia rud U o niewielkich zasobach o charakterze prognostycznym lub perspektywicznym, występujące w trudnych warunkach geologiczno-górniczych oraz środowiskowo-krajobrazowych.
    The latest plans to develop a nuclear energy industry in Poland led to revival of interest in domestic uranium reserves. However, in the meantime uranium lost its status of a strategic raw material which opened possibilities to import that commodity. This makes it necessary to conduct geological-economic analysis of Polish uranium deposits in close reference to current world trends in development and management of uranium resources. The recent developments in technology ot uranium production and market requirements for economic efficiency of mining operations and processing focus on deposits occurring at the surface or shallow depths (calcrete deposits, those related to granites/alaskites or of the metasomatic type) suitable for inexpensive open-pit mining, deposits of the sandstones type at depths not greater than 500 m and suitable for mining by underground leaching, and very rich deposits related to Proterozoic unconformities or hematite breccias. Canada and Australia had been the main uranium producers until 2008 when the first place has been taken over by Kazakhstan thanks to dynamic growth of its production of yellow cake from sandstone uranium deposits mined by in situ leaching. The other leading producers include Namibia, Niger and some other African countries, as well as Russia and Uzbekistan. In turn, several important suppliers from the past (as e.g. France, former Czechoslovakia or former East Germany) have practically ceased out the production due to exhaustion of economic resources and/or environmental restrictions. In Poland uranium mineralization has been found in Lower Ordovician Dictyonema Shale in the Podlasie Depression (deposit of the black shale type) and Triassic Sandstones in the Peribaltic Syneclise (deposit of the sandstone type). The depth of burial combined with low concentrations of uranium (Ordovician Shale) and very high variability in mineralization (Triassic sandstones) make these deposits uneconomic and classifiable as uranium ore occurrences with limited resources and of prognostic or perspective importance, additionally limited by geological-mining conditions and environmental restrictions.
    Źródło:
    Zeszyty Naukowe Instytutu Gospodarki Surowcami Mineralnymi i Energią PAN; 2013, 85; 295-307
    2080-0819
    Pojawia się w:
    Zeszyty Naukowe Instytutu Gospodarki Surowcami Mineralnymi i Energią PAN
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Odpady radioaktywne jako techno-społeczna mieszanina w Teorii Aktora-Sieci Bruno Latoura
    Radioactive waste as socio-technologicall hybrid in Bruno Latour’s Actor-Network Theory
    Autorzy:
    Strzelecka, Celina
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/517851.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Uniwersytet Wrocławski. Wydział Nauk Historycznych i Pedagogicznych. Katedra Etnologii i Antropologii Kulturowej
    Tematy:
    elektrownia jądrowa
    odpady promieniotwórcze
    paliwo jądrowe
    Program Polskiej Energetyki Jądrowej
    Teoria Aktora-Sieci, Bruno Latour
    nuclear power plant
    nuclear waste
    nuclear fuel
    Polish Nuclear Power Programme
    Actor-Network Theory
    Bruno Latour
    Opis:
    Przedmiotem, a zarazem podmiotem badań są promieniotwórcze odpady, wytwarzane szczególnie podczas produkcji energii w elektrowniach jądrowych. Autorka traktuje je jako jednego z kluczowych aktorów związanych z Programem Polskiej Energetyki Jądrowej. W tym celu posługuje się Teorią Aktora-Sieci Bruno Latoura. Za jej pomocą odtwarza argumenty przeciwników i zwolenników nuklearnej inwestycji. Pod kątem problemów związanych ze składowaniem odpadów radioaktywnych rekonstruuje zarówno ludzkich, jak i nieludzkich aktorów. Ujęcie wypalonego paliwa jądrowego w charakterze podmiotu o sile sprawczej wikła go w szerszą zbiorowość. Promieniotwórcze śmieci, choć tabuizowane, w rzeczywistości mają funkcję kulturotwórczą.
    The object and concurrently the subject of this study is radioactive waste; the byproduct of nuclear energy production. The author regards nuclear waste as a the key actors in the Polish Nuclear Power Program. Bruno Latour’s Actor-Network Theory is adopted as the analysis framework. This theoretical framework is utilized to bring up arguments of supporters and opponents of the investment in the nuclear power plant. The author reconstructs both human and non-human actors in terms of their links to nuclear waste management. Regarding nuclear power waste as a subject with its own agency, involves this subject in a larger collective. Even though radioactive waste is exposed to tabooisation, in fact it has the power of creating culture.
    Źródło:
    Tematy z Szewskiej; 2017, Rzeczy 1(18)/2017; 105-124
    1898-3901
    Pojawia się w:
    Tematy z Szewskiej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Rozwój metod postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym – prace badawczo-rozwojowe w IChTJ
    Development of methods for managing radioactive waste and spent nuclear fuel - research and development works at IChTJ
    Autorzy:
    Zakrzewska-Kołtuniewicz, Grażyna
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2055816.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    odpady promieniotwórcze
    wypalone paliwo jądrowe
    składowiska odpadów promieniotwórczych
    badania
    rozwój
    radioactive waste
    spent nuclear fuel
    radioactive waste repositories
    research
    development
    Opis:
    Bezpieczne zagospodarowanie odpadów promieniotwórczych, a zwłaszcza wypalonego paliwa jądrowego, jest jedną z najczęściej podnoszonych kwestii przeciwników dalszego rozwoju energetyki jądrowej i stosowania radioizotopów w różnych dziedzinach życia. Prowadzenie zaawansowanych prac badawczych wspierających program jądrowy kraju i pozwalających na dalszy rozwój metod izotopowych w medycynie, przemyśle i ochronie środowiska naturalnego, jest zadaniem nauki. Jest również jednym z podstawowych celów działania instytutów związanych z atomistyką.
    Safe management of radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is one of the most frequently raised issues of opponents of further development of nuclear energy and the use of radioisotopes in various areas of life. Conducting advanced research works supporting the country's nuclear program and enabling further development of isotope methods in medicine, industry and environmental protection is the responsibility of science. It is also one of the main goals of the institutes related to atomic science.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2021, 2; 11--21
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Wybrane aspekty prawne gospodarki odpadami promieniotwórczymi
    Selected legal aspects of radioactive waste management
    Autorzy:
    Turska, Helena
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2055833.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    Ustawa – Prawo atomowe
    odpady promieniotwórcze
    wypalone paliwo jądrowe
    Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych
    Atomic Law Act
    radioactive waste
    spent nuclear fuel
    Radioactive Waste Management Plant
    Opis:
    Podstawowym aktem w polskim systemie prawnym, który reguluje działalność w zakresie pokojowego wykorzystania energii jądrowej związaną z rzeczywistym i potencjalnym narażeniem na promieniowanie jonizujące jest ustawa – Prawo atomowe. Wprowadzona w 1986 r. ustawa na przestrzeni lat ulegała wielu modyfikacjom uwzględniając między innymi dyrektywy Europejskiej Wspólnoty Energii Atomowej (Euratom) oraz wzrastające wykorzystywanie substancji promieniotwórczych w medycynie, nauce oraz przemyśle.
    The basic act in the Polish legal system that regulates the activities in the field of peaceful use of nuclear energy related to actual and potential exposure to ionizing radiation is the Atomic Law Act. The Act, introduced in 1986, has undergone many modifications over the years, taking into account, inter alia, the directives of the European Atomic Energy Community (Euratom) and the increasing use of radioactive substances in medicine, science and industry.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2021, 3; 6--14
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    An application IRIDM the decision making process on fuel conversion of the MARIA reactor
    Zastosowanie IRIDM w procesie decyzyjnym dotyczącym konwersji paliwa w reaktorze MARIA
    Autorzy:
    Borysiewicz, M.
    Kowal, K.
    Prusiński, P. A.
    Dabrowski, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/408038.pdf
    Data publikacji:
    2013
    Wydawca:
    Politechnika Lubelska. Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
    Tematy:
    nuclear safety
    Integrated Risk Informed Decision Making
    Research Reactor MARIA
    Global Threat Reduction Initiative
    nuclear fuel conversion
    bezpieczeństwo jądrowe
    zintegrowany proces decyzyjny
    reaktor badawczy MARIA
    Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych
    konwersja paliwa
    Opis:
    Poland, when acceded to GTRI (Global Threat Reduction Initiative) in 2004, has committed to convert the nuclear fuel of the Research Reactor MARIA, operated by the National Centre for Nuclear Research (NCBJ) in Świerk. The conversion means giving up of high enriched uranium fuel containing 36% of U-235, which was used so far, and replacing it with the low enriched uranium fuel (19.7% U-235). This article describes the potential usability of the Integrated Risk Informed Decision Making (IRIDM) methodology in optimization of the fuel conversion procedure.
    Polska, przystępując w 2004 roku do programu GTRI (Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych), zobowiązała się do konwersji paliwa jądrowego w reaktorze badawczym MARIA, eksploatowanym przez Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) w Świerku. Konwersja ta oznacza rezygnację z dotychczas użytkowanego paliwa, zawierającego 36% U-235 i zastąpienie go paliwem nisko wzbogaconym (19.7% U-235). Niniejszy artykuł opisuje potencjalne zastosowanie zintegrowanego procesu decyzyjnego (IRIDM) w optymalizacji procedury konwersji paliwa.
    Źródło:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska; 2013, 3; 3-6
    2083-0157
    2391-6761
    Pojawia się w:
    Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Badania niszczące i wspomaganie weryfikacji materiałów jądrowych
    Destructive analysis and supporting systems for verification of nuclea materials
    Autorzy:
    Rzymkowski, Krzysztof
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2200638.pdf
    Data publikacji:
    2023
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    badania niszczące
    promieniowanie gamma
    analizator wielokanałowy
    wypalone paliwo
    system zabezpieczeń MAEA
    systemy monitorujące
    destructive analysis
    gamma ray
    multichannel analyser
    spent nuclear fuel
    IAEA safeguards
    monitoring systems
    Opis:
    W opracowaniu przedstawiono systemy pomiarowe i wspomagające stosowane do weryfikacji materiałów jądrowych w systemie Zabezpieczeń. Opisano metody pobierania próbek do badań niszczących oraz metody ich analizy. Omówiono systemy wspomagające obserwacyjno-rejestrujące i systemy zamykania – plombowania.
    The study presents the measurement and support systems used for verifcation nuclear materials in the Safeguards system. Methods of sampling for destructive testing and methods of their analysis are described. Supporting systems monitoring and surveillance as well as sealing systems are discussed.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2023, 1; 25--32
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Energetyka jądrowa – konieczność, a nie zagrożenie
    Nuclear power – a necessity, not a threat
    Autorzy:
    Domański, Roman
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2176255.pdf
    Data publikacji:
    2022
    Wydawca:
    Mazowieckie Biuro Planowania Regionalnego w Warszawie
    Tematy:
    promieniowanie
    rozpad promieniotwórczy
    reaktor jądrowy
    chłodziwo
    moderator
    moc cieplna
    moc elektryczna
    awaria
    obieg parowy
    paliwo jądrowe
    sprawność
    radiation
    radioactive decay
    nuclear reactor
    coolant
    thermal power
    electrical power
    failure
    steam cycle
    nuclear fuel
    efficiency
    Opis:
    W pracy przedstawiono w skrócie potrzeby energetyczne świata, podział zużycia energii pierwotnej z punku widzenia paliw oraz 3 podstawowe scenariusze rozwoju świata prezentowane przez Międzynarodową Agencję Energii. Omówiono podstawowe procesy dotyczące wytwarzania energii jądrowej i jej konwersji na energię wewnętrzną. Przedstawiono najważniejsze typy reaktorów jądrowych podając ich podstawowe parametry pracy. W posumowaniu przedstawiono zasadnicze wnioski.
    The work briefly outlines the world's energy needs, the division of primary energy consumption from a fuel perspective and the three basic world development scenarios presented by the International Energy Agency. The basic processes of nuclear power production and its conversion into internal energy are discussed. The most important types of nuclear reactors are presented with their basic operating parameters. The basic conclusions are presented in the summary.
    Źródło:
    MAZOWSZE Studia Regionalne; 2022, 42; 25-60
    1689-4774
    Pojawia się w:
    MAZOWSZE Studia Regionalne
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Safeguard w małych reaktorach modularnych −SMR
    Safeguard in Small Modular Reactors – SMR
    Autorzy:
    Rzymkowski, Krzysztof
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2086921.pdf
    Data publikacji:
    2022
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    zabezpieczenie reaktora jądrowego
    reaktory jądrowe
    materiały jądrowe
    paliwo jądrowe
    reaktory modularne
    SMR
    iPWR
    HTR
    LMFR
    nuclear reactor containment
    nuclear reactors
    nuclear materials
    nuclear fuel
    modular reactors
    Small Modular Reactors
    Integral Pressurized Water Reactor
    High Temperature Reactor
    Liquid Metal Fast Reactor
    Opis:
    W opracowaniu przedstawiono podstawowe cechy systemu zabezpieczeń w projektowanych Małych Reaktorach Modularnych – SMR. Rozpowszechnienie małych reaktorów jądrowych budzi uzasadnioną obawę przed ewentualnym rozprzestrzenieniem materiałów jądrowych. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA) opracowuje zalecenia dotyczące kontroli tych materiałów w nowo powstających małych reaktorach o bardzo różnorodnych konstrukcjach na etapie projektowania.
    The paper presents the basic features of the safeguard at the designed Small Modular Reactors – SMR. The spreading of small nuclear reactors gives rise to a well-founded fear of the possible proliferation of nuclear material. The International Atomic Energy Agency (IAEA) is developing recommendations for the control of these materials in newly developed small reactors of a wide variety of designs at the design stage.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2022, 2; 22--28
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Finding optimal of the Egyptian second nuclear reactor core patterns using genetic algorithm
    Autorzy:
    El-Sayed Wahed, M.
    Ibrahim, W. Z.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/148570.pdf
    Data publikacji:
    2010
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    reloading fuel management
    nuclear reactor
    genetic algorithm
    Opis:
    The second Egyptian research reactor ETRR-2 went critical on the 27th of November 1997. The National Center of Nuclear Safety and Radiation Control (NCNSRC) has the responsibility of the evaluation and the assessment of the safety of this reactor. Fuel management reloads for Egypt’s second research reactor have been carried out according to the fuel management scheme suggested by the reactor designer (INVAP). The start up core consists of three different fuel types, while the equilibrium core has only one fuel type called standard fuel. The fuel management scheme consists in considering the core as being partitioned into eight zones. Each zone will correspond to a chain of fuel movements. In each fuel cycle two of these chains will be involved, in which eight fuel elements will be moved, from them two spent fuel elements will be extracted and two fresh fuel elements will be inserted in the core. In this paper we solve a model as a one big nonlinear multi objective discrete optimization problem using genetic algorithm. Results are compared with INVAP values.
    Źródło:
    Nukleonika; 2010, 55, 3; 331-338
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Chemistry for the nuclear energy of the future
    Autorzy:
    Chmielewski, A. G.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147120.pdf
    Data publikacji:
    2011
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    radiochemistry
    nuclear chemistry
    nuclear chemical engineering
    nuclear energy
    coolant chemistry
    fuel cycle
    radioactive waste
    radioecology
    Opis:
    Chemistry - radiochemistry, radiation chemistry and nuclear chemical engineering play a very important role in the nuclear power development. Even at present, the offered technology is well developed, but still several improvements are needed and proposed. These developments concern all stages of the technology; front end, reactor operation (coolant chemistry and installation components decontamination, noble gas release control), back end of fuel cycle, etc. Chemistry for a partitioning and a transmutation is a new challenge for the chemists and chemical engineers. The IVth generation of nuclear reactors cannot be developed without chemical solutions for fuel fabrication, radiation-coolants interaction phenomena understanding and spent fuel/waste treatment technologies elaboration. Radiochemical analytical methods are fundamental for radioecological monitoring of radioisotopes of natural and anthropological origin. This paper addresses just a few subjects and is not a detailed overview of the field, however it illustrates a role of chemistry for a safe and economical nuclear power development.
    Źródło:
    Nukleonika; 2011, 56, 3; 241-249
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Optimization of the loading pattern of the PWR core using genetic algorithms and multi-purpose fitness function
    Autorzy:
    Kubiński, Wojciech
    Darnowski, Piotr
    Chęć, Kamil
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2055670.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    genetic algorithms
    fuel loading
    loading optimization
    PWR
    nuclear reactor technology
    Opis:
    The study demonstrates an application of genetic algorithms (GAs) in the optimization of the first core loading pattern. The Massachusetts Institute of Technology (MIT) BEAVRS pressurized water reactor (PWR) model was applied with PARCS nodal-diffusion core simulator coupled with GA numerical tool to perform pattern selection. In principle, GAs have been successfully used in many nuclear engineering problems such as core geometry optimization and fuel confi guration. In many cases, however, these analyses focused on optimizing only a single parameter, such as the effective neutron multiplication factor (keff), and often limited to the simplified core model. On the contrary, the GAs developed in this work are equipped with multiple-purpose fitness function (FF) and allow the optimization of more than one parameter at the same time, and these were applied to a realistic full-core problem. The main parameters of interest in this study were the total power peaking factor (PPF) and the length of the fuel cycle. The basic purpose of this study was to improve the economics by finding longer fuel cycle with more uniform power/flux distribution. Proper FFs were developed, tested, and implemented and their results were compared with the reference BEAVRS first fuel cycle. In the two analysed test scenarios, it was possible to extend the fi rst fuel cycle while maintaining lower or similar PPF, in comparison with the BEAVRS core, but for the price of increased initial reactivity.
    Źródło:
    Nukleonika; 2021, 66, 4; 147--151
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Modelling of different cogeneration technologies in a power generating unit with pwr reactor in the context of a future polish nuclear power station
    Autorzy:
    Tomków, Ł.
    Cholewiński, M.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/115702.pdf
    Data publikacji:
    2017
    Wydawca:
    Fundacja na Rzecz Młodych Naukowców
    Tematy:
    nuclear energy
    fuel utilization factor
    cogeneration
    energia nuklearna
    współczynnik wykorzystania paliwa
    kogeneracja
    Opis:
    This paper focuses on the analysis of technical possibilities of a nuclear combined heat and power (NCHP) unit. The possibility of implementing a cogeneration unit in the cooperation with a typical PWR (Pressurized Water Reactor) is assessed by means of the numerical modelling of a process. The base for the model are operational parameters of Ascó Nuclear Power Station in Spain. The power plant employs a PWR reactor with more than 1000 MWe capacity. It is similar in size to a power plant which is planned to be built in Poland. Economic analysis of Tricity region have shown that the optimal amount of heat to be extracted is approximately 270 MWt. The investigated possibilities of heat extraction were the by-pass of a turbine, steam bleeding and partial removal of heat from the network of regenerating heat exchangers. Each of the methods has been assessed based on the criteria of electric power production drop, utilisation factor, weighted utilisation factor and interference with the base operational parameters. It was observed that the extraction of heat may lead to the increase of a power plant economy and fuel utilisation factor.
    Źródło:
    Challenges of Modern Technology; 2017, 8, 1; 32-36
    2082-2863
    2353-4419
    Pojawia się w:
    Challenges of Modern Technology
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Kierunek transformacji energetyki zgodnie ze ścieżką Coal-to-Nuclear. Założenia i cele projektu DEsire
    Autorzy:
    Bartela, Łukasz
    Gładysz, Paweł
    Homa, Dorota
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/31804067.pdf
    Data publikacji:
    2022
    Wydawca:
    Nowa Energia
    Tematy:
    paliwa
    energetyka
    transformacja energetyki
    dekarbonizacja
    Coal-to-Nuclear
    DEsire
    fuel
    power engineering
    energy transformation
    decarbonization
    Opis:
    Z początkiem kwietnia br. rozpoczął się projekt badawczy o akronimie DEsire. Głównym celem projektu jest opracowanie planu dekarbonizacji polskiej energetyki zawodowej na drodze wykorzystania reaktorów jądrowych generacji III/III+ oraz IV. Realizacja siedmiu zadań badawczych ma pozwolić na ocenę zyskującej na świecie popularność ścieżki transformacji Coal-to-Nuclear, przede wszystkim w kontekście potencjału krajowego. Projekt realizowany jest w ramach konsorcjum utworzonego przez pięć podmiotów: Politechnikę Śląską, Ministerstwo Klimatu i Środowiska, Energoprojekt-Katowice SA, Instytut Chemii i Techniki Jądrowej oraz Fundację Instytut Sobieskiego. Finansowanie projektu uzyskano w ramach VI konkursu Narodowego Centrum Badań i Rozwoju „Gospostrateg”.
    Źródło:
    Nowa Energia; 2022, 5/6; 38-43
    1899-0886
    Pojawia się w:
    Nowa Energia
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Napęd jądrowy okrętów wojennych
    Nuclear warship propulation
    Autorzy:
    Rzymkowski, Krzysztof
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214053.pdf
    Data publikacji:
    2019
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    napęd jądrowy
    reaktor wodno ciśnieniowy
    paliwo Caramel
    nuclear propulsion
    pressurized water reactor
    Caramel fuel type
    Opis:
    W opracowaniu przedstawiono napęd jądrowy stosowany w okrętach podwodnych i nawodnych. Omówiono związane z nim zalety dla tego typu jednostek pływających oraz przedstawiono trudności związane z ich demontażem.
    Nuclear warship and submarine propulsion with systems are presented, together with, discussion on its advantages and dismantling process problems.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2019, 4; 27-34
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Rola wodoru i energetyki jądrowej w transformacji gospodarki
    Autorzy:
    Chmielniak, Tadeusz
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/1841864.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Nowa Energia
    Tematy:
    wodór
    energetyka jądrowa
    transformacja gospodarki
    paliwa
    energetyka
    hydrogen
    nuclear energy
    economic transformation
    fuel
    power engineering
    Opis:
    Głównym zadaniem polityki energetycznej UE i całego globu jest ograniczenie zmian klimatycznych i zapewnienie bezpiecznego oraz powszechnego dostępu do energii. Porozumienie Paryskie (COP 21, Paryż 2015) określiło między innymi cele długoterminowe, których osiągnięcie jest konieczne dla utrzymania wzrostu temperatury globu znacznie poniżej 2oC w stosunku do poziomu sprzed epoki przemysłowej. Podkreśla się ponadto konieczność podjęcia wysiłków do zatrzymania tego wzrostu na poziomie 1.5oC.
    Źródło:
    Nowa Energia; 2021, 1; 46-48
    1899-0886
    Pojawia się w:
    Nowa Energia
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    A study of the effects of changing burn-up and gap gaseous compound on the gap convection coefficient (in a hot fuel pin) in VVER-1000 reactor
    Autorzy:
    Rahgoshay, M.
    Rahmani, Y.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/147623.pdf
    Data publikacji:
    2007
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    VVER-1000
    nuclear reactor
    burn-up
    Ross and Stoute model
    gap convection
    hot fuel pin
    thermal expansion
    Opis:
    In this article we worked on the result and process of calculation of the gap heat transfer coefficient for a hot fuel pin in accordance with burn-up changes in the VVER-1000 reactor at the Bushehr nuclear power plant (Iran). With regard to the fact that in calculating the fuel gap heat transfer coefficient, various parameters are effective and the need for designing a model is being felt, therefore, in this article we used Ross and Stoute gap model to study impacts of different effective parameters such as thermal expansion and gaseous fission products on the hgap change rate. Over time and with changes in fuel burn-up some gaseous fission products such as xenon, argon and krypton gases are released to the gas mixture in the gap, which originally contained helium. In this study, the composition of gaseous elements in the gap volume during different times of reactor operation was found using ORIGEN code [3]. Considering that the thermal conduction of these gases is lower than that of helium, and by using the Ross and Stoute gap model, we find first that the changes in gaseous compounds in the gap reduce the values of gap thermal conductivity coefficient, but considering thermal expansion (due to burn-up alterations) of fuel and clad resulting in the reduction of gap thickness we find that the gap heat transfer coefficient will augment in a broad range of burn-up changes. These changes result in a higher rate of gap thickness reduction than the low rate of decrease of heat conduction coefficient of the gas in the gap during burn-up. Once these changes have been defined, we can proceed with the analysis of the results of calculations based on the Ross and Stoute model and compare the results obtained with the experimental results for a hot fuel pin as presented in the final safety analysis report of the VVER-1000 reactor at Bushehr [2]. It is noteworthy that the results of accomplished calculations based on the Ross and Stoute model correspond well with the existing experimental results for this reactor.
    Źródło:
    Nukleonika; 2007, 52, 3; 93-95
    0029-5922
    1508-5791
    Pojawia się w:
    Nukleonika
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Efektywność termodynamiczna i ekonomiczna innowacyjnych hierarchicznych gazowo-gazowych elektrowni jądrowych z wysokotemperaturowym reaktorem i helem jako czynnikiem obiegowym
    Autorzy:
    Bartnik, Ryszard
    Kowalczyk, Tomasz
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/1841836.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Nowa Energia
    Tematy:
    elektrownie jądrowe
    efektywność termodynamiczna
    efektywność ekonomiczna
    paliwa
    energetyka
    nuclear power plants
    thermodynamic efficiency
    economic efficiency
    fuel
    power engineering
    Opis:
    Budowa energetyki jądrowej jest bezwzględnie konieczna i to z wielu powodów. (1) Jest przyjazna środowisku, jest bowiem bezemisyjnym źródłem elektryczności. Nie emituje w ogóle pyłów, związków siarki, azotu, dwutlenku węgla. (2) Zapewnia przy tym, co szalenie ważne, stabilne zasilanie odbiorców w energię elektryczną przez cały rok. W energię, bez której współczesna cywilizacja nie może istnieć. Roczny czas wykorzystania mocy elektrowni jądrowych przekracza bowiem 8000 h (należy przypomnieć, że rok liczy 8760 h). (3) Co więcej, paliwa jądrowego: uranu, plutonu i toru wystarczy na wiele setek lat, gdy natomiast zasoby węgla i gazu w coraz szybszym tempie się wyczerpują.
    Źródło:
    Nowa Energia; 2021, 2; 44-54
    1899-0886
    Pojawia się w:
    Nowa Energia
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Hierarchiczne dwuobiegowe gazowo-gazowe i gazowo-parowe elektrownie i elektrociepłownie jądrowe z wysokotemperaturowymi reaktorami i helem oraz wodą i parą jako czynnikami obiegowymi
    Autorzy:
    Bartnik, Ryszard
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/2080420.pdf
    Data publikacji:
    2021
    Wydawca:
    Nowa Energia
    Tematy:
    paliwo
    energetyka
    elektrownia gazowa
    elektrownia gazowo-parowa
    elektrociepłownia jądrowa
    reaktor wysokotemperaturowy
    fuel
    power engineering
    gas power plant
    combined cycle power plant
    nuclear power plant
    high temperature reactor
    Opis:
    Celem artykułu jest przedstawienie innowacyjnych technologii energetycznych elektrowni i elektrociepłowni jądrowych, w których realizowane są dwa obiegi w układzie hierarchicznym.
    Źródło:
    Nowa Energia; 2021, 5/6; 20--37
    1899-0886
    Pojawia się w:
    Nowa Energia
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
    Tytuł:
    Przedłużenie eksploatacji elektrowni jądrowej Pickering w Kanadzie
    Ontario, Canada: Pickering NGS extended operations
    Autorzy:
    Kulczyński, D. W.
    Powiązania:
    https://bibliotekanauki.pl/articles/214070.pdf
    Data publikacji:
    2018
    Wydawca:
    Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
    Tematy:
    system CANDU
    PHWR
    rury ciśnieniowe
    wiązki paliwowe
    Calandria
    basen składowania wypalonego paliwa
    wycofanie z eksploatacji
    stan bezpiecznego składowania
    reorganizacja
    optymalizacja obiektów jądrowych
    NAOP
    otwarcie rynku elektryczności
    wypadnięcie z synchronizmu
    Big Blackout
    zielona energetyka
    wzrost cen
    CANDU system
    Pressure Tubes
    Fuel Bundles
    Spent Fuel Bay
    decommissioning
    safe storage
    reorganization
    Nuclear Asset Optimization Plan
    Electricity Market Opening
    loss of synchronism
    green energy
    electricity rate increase
    Opis:
    W artykule omówiono przyszłość elektrowni jądrowej Pickering, najstarszej elektrowni jądrowej w Kanadzie, której w sierpniu 2018 r. Kanadyjski Urząd Dozoru Jądrowego (CNSC) udzielił zezwolenia na eksploatację do końca 2024 r. Przedstawiono także skróconą historię energetyki jądrowej w prowincji Ontario i wnioski, które mogą być przydatne dla Polski.
    The article discusses the future of Pickering NGS, the oldest nuclear power plant in Canada. In August, 2018, the Canadian Nuclear Safety Commission – CNSC issued a new operating licence for Pickering Nuclear to run until 2024. The article includes condensed history of nuclear power in Ontario and presents conclusions that may be useful for Poland.
    Źródło:
    Postępy Techniki Jądrowej; 2018, 4; 25-29
    0551-6846
    Pojawia się w:
    Postępy Techniki Jądrowej
    Dostawca treści:
    Biblioteka Nauki
    Artykuł
      Wyświetlanie 1-26 z 26

      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