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 1-15 z 26
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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
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:
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
Wyświetlanie 1-15 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