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 "research reactor" wg kryterium: Temat

  Lista filtrów
Wyrównaj
Wyświetlanie 1-15 z 18
Tytuł:
Prace modernizacyjne w reaktorze Maria
Refurbishment activity in the MARIA reactor
Autorzy:
Mikulski, A.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214572.pdf
Data publikacji:
2018
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor badawczy
reaktor MARIA
research reactor
MARIA reactor
Opis:
Przedstawiono przeprowadzone prace modernizacyjne w reaktorze MARIA w czasie jego prawie 45-letniej eksploatacji. Można stwierdzić, że większość urządzeń istotnych dla jego bezpiecznej eksploatacji została wymieniona. Z pierwotnego wyposażenia pozostał tylko zbiornik, konstrukcja podtrzymująca elementy paliwowe i rurociągi obu obiegów.
The majority of refurbishment work in the MARIA reactor done during its almost 45 years of operation is presented. The most of devices important for its safe operation was exchanged. From the initial equipment only reactor pool, construction supporting fuel elements and pipes of both cooling circuits are the same.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2018, 3; 33-37
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
RELAP5/MOD3 model and transient analyses for the MARIA research reactor in Poland
Autorzy:
Szczurek, J.
Czerski, P.
Bykowski, W.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/147320.pdf
Data publikacji:
2004
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
research reactor
transient analysis
neutronic parameters
qualification
Opis:
The RELAP5/MOD3 input data model of the MARIA research reactor has been developed to provide the capability for the analysis of the reactor core under loss of flow and reactivity insertion transients. The model was qualified against the reactor data at steady state conditions and, additionally, against the existing reliable experimental data for a transient initiated by the reactor scram. The results obtained with the code agree well with the experimental data. The RELAP transient simulation was performed for loss of forced flow accidents including two scenarios with protected and unprotected (no scram) reactor core. Calculations allow estimating time margin for reactor scram initiation and reactivity feedbacks contribution to the results. The presented input data model should be treated as the first step for developing of the model including the whole primary cooling circuit of the reactor.
Źródło:
Nukleonika; 2004, 49, 4; 149-157
0029-5922
1508-5791
Pojawia się w:
Nukleonika
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Production of fission product 99Mo using high-enriched uranium plates in Polish nuclear research reactor MARIA: Technology and neutronic analysis
Autorzy:
Jaroszewicz, J.
Marcinkowska, Z.
Pytel, K.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/147625.pdf
Data publikacji:
2014
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
fission products
99Mo production
neutronic calculations
research reactor
Opis:
The main objective of 235U irradiation is to obtain the 99mTc isotope, which is widely used in the domain of medical diagnostics. The decisive factor determining its availability, despite its short lifetime, is a reaction of radioactive decay of 99Mo into 99mTc. One of the possible sources of molybdenum can be achieved in course of the 235U fission reaction. The paper presents activities and the calculation results obtained upon the feasibility study on irradiation of 235U targets for production of 99Mo in the MARIA research reactor. Neutronic calculations and analyses were performed to estimate the fission products activity for uranium plates irradiated in the reactor. Results of dummy targets irradiation as well as irradiation uranium plates have been presented. The new technology obtaining 99Mo is based on irradiation of high-enriched uranium plates in standard reactor fuel channel and calculation of the current fission power generation. Measurements of temperatures and the coolant flow in the molybdenum installation carried out in reactor SAREMA system give online information about the current fission power generated in uranium targets. The corrective factors were taken into account as the heat generation from gamma radiation from neighbouring fuel elements as well as heat exchange between channels and the reactor pool. The factors were determined by calibration measurements conducted with aluminium mock-up of uranium plates. Calculations of fuel channel by means of REBUS code with fine mesh structure and libraries calculated by means of WIMS-ANL code were performed.
Źródło:
Nukleonika; 2014, 59, 2; 43-52
0029-5922
1508-5791
Pojawia się w:
Nukleonika
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Investigation of 99Mo potential production via UO2SO4 liquid target irradiation in a 5 MW nuclear research reactor
Autorzy:
Gholamzadeh, Z.
Mirvakili, S. M.
Davari, A.
Alizadeh, M.
Joz-Vaziri, A.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/148499.pdf
Data publikacji:
2017
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
research reactor
99Mo production
uranyl sulphate
liquid target
MCNPX code
Opis:
The activation method for 99Mo production in comparison to fi ssionable target irradiation in research reactors is less preferable. Therefore, 99Mo yield using UO2SO4 samples was theoretically investigated. Computational results revealed admirable potential of the liquid samples for 99Mo production. Low-concentrated uranyl sulphate samples could easily be handled by the irradiation box. The sample geometry optimization improves thermal hydraulic conditions and production yield. The optimized geometry including only 0.12 g 235U produced 57Ci99Mo at end-of-irradiation (EOI) with a temperature peak of 72°C during the irradiation.
Źródło:
Nukleonika; 2017, 62, 1; 37-45
0029-5922
1508-5791
Pojawia się w:
Nukleonika
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego MARIA w 2022 roku
Research reactor MARIA operation in 2022
Autorzy:
Witkowski, Piotr
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/2200639.pdf
Data publikacji:
2023
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
reaktor badawczy
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
NCBJ
MARIA reactor
research reactor
National Center for Nuclear Research
NCNR
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy MARIA, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, wykorzystywany jest do produkcji radioizotopów oraz do prowadzenia badań z wykorzystaniem wiązek neutronów. W artykule opisano parametry techniczne reaktora i charakterystykę jego pracy w 2022 r.
The MARIA high-flux research reactor operated at the National Centre for Nuclear Research at Swierk (Poland) is used for targets irradiation and to run physical experiments. The technical parameters of the reactor and characteristics of its operation in 2022 are presented.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2023, 1; 2--8
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Correction of the electric resistivity distribution of Si wafers using selective neutron transmutation doping (SNTD) in MARIA nuclear research reactor
Autorzy:
Tarchalski, M.
Kordyasz, A. J.
Pytel, K.
Dorosz, D.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/146646.pdf
Data publikacji:
2012
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
silicon wafer
thermal neutron doping
silicon resistivity homogeneity
silicon resistivity heterogeneity
neutron transmutation doping (NTD)
selective neutron transmutation doping (SNTD)
MARIA nuclear research reactor
Opis:
The result of the electric resistivity distribution modification in silicon wafers, by means of selective neutron transmutation doping (SNTD) method in the MARIA nuclear research reactor at Świerk/Otwock (Poland) is presented. Silicon wafer doping system has been fully designed for the MARIA reactor, where irradiation took place. The silicon wafer resistivity distribution after SNTD has been measured by the capacity voltage (C-V) method. In this article we show first results of this correction technique. The result of the present investigation is that the planar resolution of the correction process is about 4 mm. It is the full width at half maximum (FWHM) of the resistivity distribution produced by thermal neutrons irradiation of Si wafer through a 3 mm hole in the Cd-mask.
Źródło:
Nukleonika; 2012, 57, 3; 363-367
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:
Ehksperimentalnoe issledovanie osobennostejj raboty iskrovogo DVS s sistemojj termokhimicheskojj parovojj konversii bioehtanola
Experimental research of work spark ice with bioethanol steam thermochemical conversion
Autorzy:
Timoshevsky, B.
Tkach, M.
Mitrofanov, A.
Poznansky, A.
Proskurin, A.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/78226.pdf
Data publikacji:
2013
Wydawca:
Komisja Motoryzacji i Energetyki Rolnictwa
Tematy:
bioethanol
steam conversion
spark ignition engine
energy index
reactor
experimental research
Opis:
It is described a construction and an operating principle of the experimental plant for spark engine operation study with system of bioethanol steam thermochemical conversion. The main energy indicators of thermochemical reactor and the properties of the synthesis gas with a different composition, flow of the mixture and the reactor power are received.
Źródło:
Motrol. Motoryzacja i Energetyka Rolnictwa; 2013, 15, 2
1730-8658
Pojawia się w:
Motrol. Motoryzacja i Energetyka Rolnictwa
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Analiz processa poluchenija biodizelnogo gorjuchego i obosnovanie osnovnykh parametrov reaktora-razdelitelja
Analysis of the producing biodiesel fuel and justification of basic parameters reactor-separator
Autorzy:
Golub, G.
Kuharets, S.
Osypchuk, O.
Kuharets, V.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/76410.pdf
Data publikacji:
2015
Wydawca:
Komisja Motoryzacji i Energetyki Rolnictwa
Tematy:
biodiesel fuel
biodiesel production
vegetable oil
energy consumption
reactor
theoretical research
Źródło:
Motrol. Motoryzacja i Energetyka Rolnictwa; 2015, 17, 4
1730-8658
Pojawia się w:
Motrol. Motoryzacja i Energetyka Rolnictwa
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Modelling of thermal hydraulics in a KAROLINA calorimeter for its calibration methodology validation
Autorzy:
Luks, A.
Pytel, K.
Tarchalski, M.
Uzunow, N.
Krok, T.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/147579.pdf
Data publikacji:
2016
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
computional fluid dynamics
CFD
differential calorimeter
gamma heating
gamma rays
Jules Horowitz Reactor
JHR
modelling of thermal hydraulics
nuclear heating
nuclear reactor
research
reactor MARIA
Opis:
Results of numerical calculations of heat exchange in a nuclear heating detector for nuclear reactors are presented in this paper. The gamma radiation is generated in nuclear reactor during fission and radiative capture reactions as well as radioactive decay of its products. A single-cell calorimeter has been designed for application in the MARIA research reactor in the National Centre for Nuclear Research (NCBJ) in Świerk near Warsaw, Poland, and can also be used in the Jules Horowitz Reactor (JHR), which is under construction in the research centre in Cadarache, France. It consists of a cylindrical sample, which is surrounded by a gas layer, contained in a cylindrical housing. Additional calculations had to be performed before its insertion into the reactor. Within this analysis, modern computational fuid dynamics (CFD) methods have been used for assessing important parameters, for example, mean surface temperature, mean volume temperature, and maximum sample (calorimeter core) temperature. Results of an experiment performed at a dedicated out-of-pile calibration bench and results of numerical modelling validation are also included in this paper.
Źródło:
Nukleonika; 2016, 61, 4; 453-460
0029-5922
1508-5791
Pojawia się w:
Nukleonika
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego MARIA w 2020 roku
Research reactor MARIA operation in 2020
Autorzy:
Witkowski, Piotr
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/2055817.pdf
Data publikacji:
2021
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
NCBJ
eksploatacja reaktora MARIA
MARIA reactor
National Center for Nuclear Research
NCNR
operation of MARIA reactor
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy MARIA, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, wykorzystywany jest do produkcji radioizotopów oraz do prowadzenia badań z wykorzystaniem wiązek neutronów. W artykule opisano parametry techniczne reaktora i charakterystykę jego pracy w 2020 r.
The MARIA high-flux research reactor operated at the National Centre for Nuclear Research at Swierk (Poland) is used for targets irradiation and to run physical experiments. The technical parameters of the reactor and characteristics of its opera tion in 2020 are presented.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2021, 1; 17--22
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego Maria w 2016 roku
Research reactor MARIA operation in 2016
Autorzy:
Gołąb, A.
Borek-Kruszewska, E.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214395.pdf
Data publikacji:
2017
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
eksploatacja reaktora MARIA w 2016 r.
MARIA reactor
National Centre for Nuclear Research
operation of MARIA reactor in 2016
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy Maria, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, służy do produkcji radioizotopów oraz do prowadzenia badań z wykorzystaniem wiązek neutronów. W artykule opisano parametry techniczne reaktora i charakterystykę jego pracy w 2016 r., jak również podsumowano proces wywozu wypalonego, wysokowzbogaconego paliwa do Federacji Rosyjskiej.
The MARIA high-flux research reactor operated at the National Centre for Nuclear Research at Swierk (Poland) is used for targets irradiation and to run physical experiments using neutron beams. The technical parameters of the reactor and characteristics of its operation in 2016 as well as the transport of spent highly enriched fuel to the Russian Federation are described.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2017, 1; 24-30
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego MARIA w 2019 roku
Research reactor MARIA operation in 2019
Autorzy:
Owsianko, Ireneusz
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214670.pdf
Data publikacji:
2020
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
eksploatacja reaktora MARIA w 2019 r.
MARIA reactor
National Centre for Nuclear Research
operation of MARIA REACTOR in 2019
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy MARIA, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, wykorzystywany jest do produkcji radioizotopów oraz do prowadzenia badań z wykorzystaniem wiązek neutronów. W artykule skrótowo opisano parametry techniczne reaktora oraz omówiono szczegółowo charakterystykę jego pracy w 2019 r.
The MARIA high-flux research reactor operated at the National Centre for Nuclear Research at Swierk (Poland) is used for targets irradiation and to run physical experiments. The technical parameters of the reactor and characteristics of its operation in 2019 are given in detail.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2020, 1; 6-11
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego MARIA w 2021 roku
Research reactor MARIA operation in 2021
Autorzy:
Witkowski, Piotr
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/2055822.pdf
Data publikacji:
2022
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
NCBJ
MARIA reactor
National Center for Nuclear Research
NCNR
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy MARIA, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, wykorzystywany jest do produkcji radioizotopów, badań materiałowych i technologicznych, barwienia minerałów. Obecnie prowadzenie badań z wykorzystaniem wiązek neutronów zostało wstrzymane z powodu remontu hali fizycznej. W artykule opisano parametry techniczne reaktora i charakterystykę jego pracy w 2021 r.
The MARIA high-flux research reactor, operated at the National Center for Nuclear Research at Świerk (Poland), is used for the production of radioisotopes, material and technological research, mineral staining. Currently conducting research using neutron beams has been stopped due to the renovation of the physical hall. The article describes the technical parameters of the reactor and the characteristics of its operation in 2021.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2022, 1; 20--25
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Praca reaktora badawczego Maria w 2017 roku
Research reactor MARIA operation in 2017
Autorzy:
Gołąb, A.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214102.pdf
Data publikacji:
2018
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
reaktor MARIA
Narodowe Centrum Badań Jądrowych
eksploatacja reaktora MARIA w 2017 r.
MARIA reactor
National Centre for Nuclear Research
operation of MARIA reactor in 2017
Opis:
Wysokostrumieniowy reaktor badawczy MARIA, eksploatowany w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku, wykorzystywany jest do produkcji radioizotopów oraz do prowadzenia badań z wykorzystaniem wiązek neutronów. W artykule opisano parametry techniczne reaktora i charakterystykę jego pracy w 2017 r.
The MARIA high-flux research reactor operated at the National Centre for Nuclear Research at Swierk (Poland) is used for targets irradiation and to run physical experiments. The technical parameters of the reactor and characteristics of it operation in are described.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2018, 1; 37-41
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Wyświetlanie 1-15 z 18

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