Informacja

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

Wyszukujesz frazę "nuclear fuel" wg kryterium: Temat


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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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:
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

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