Informacja

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

Wyszukujesz frazę "zircaloy" wg kryterium: Temat


Wyświetlanie 1-2 z 2
Tytuł:
Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” Zadanie badawcze Nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”
Strategic research project of the National Centre for Research and Development „Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” Research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”
Autorzy:
Michalik, J.
Kocia, R.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/214146.pdf
Data publikacji:
2015
Wydawca:
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
Tematy:
wodór w reaktorach LWR
awaria LOCA
koszulki paliwowe z Zircaloy’u
radioliza wody reaktorowej
pasywne autokatalityczne rekombinatory wodoru (PAR)
hydrogen in LWR reactors
LOCA (Loss Of Coolant Accident)
Zircaloy fuel claddings
radiolysis of reactor water
Passive Autocatalytic Recombiner (PAR)
Opis:
Niniejsza publikacja przedstawia najważniejsze rezultaty prac wykonanych w ramach zadania badawczego nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”. Zadanie realizowane było w ramach strategicznego projektu badawczego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” powołanego przez Narodowe Centrum Badań i Rozwoju (NCBR) jako wsparcie dla zaplecza naukowego atomistyki w ramach działań związanych z programem rozwoju energetyki jądrowej w Polsce. Głównym celem tego projektu było przygotowanie jednostek badawczych do udziału w polskim programie jądrowym.
This publication presents the main results of research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”, which was carried out as part of a strategic research project “Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” established by the National Centre for Research and Development (NCBR) under the framework of government program for development of nuclear energy in Poland. The main goal of that project was to enforce the readiness of research units for participation in Polish nuclear program.
Źródło:
Postępy Techniki Jądrowej; 2015, 3; 8-14
0551-6846
Pojawia się w:
Postępy Techniki Jądrowej
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Characterization of Cladding Hull Wastes from Used Nuclear Fuels
Charakterystyka odpadów z okładzin reaktora wodnego ciśnieniowego
Autorzy:
Kang, K. H.
Lee, C. H.
Jeon, M. K.
Han, S. Y.
Park, G. I.
Hwang, S.-M.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/357036.pdf
Data publikacji:
2015
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
used nuclear fuels
metal waste
cladding hulls
zircaloy
radioactivity
reaktor wodny ciśnieniowy
odpady metalowe
odpady z okładzin
radioaktywność
Opis:
Used cladding hulls from pressurized water reactor (PWR) are characterized to provide useful information for the treatment and disposal of cladding hull wastes. The radioactivity and the mass of gamma emitting nuclides increases with an increase in the fuel burn-up and their removal ratios are found to be more than 99 wt.% except Co-60 and Cs-137. In the result of measuring the concentrations of U and Pu included in the cladding hull wastes, most of the residues are remained on the surface and the removal ratio of U and Pu are revealed to be over 99.98 wt.% for the fuel burn-up of 35,000 MWd/tU. An electron probe micro-analyzer (EPMA) line scanning shows that radioactive fission products are penetrated into the Zr oxide layer, which is proportional to the fuel burn-up. The oxidative decladding process exhibits more efficient removal ratio of radionuclides.
Źródło:
Archives of Metallurgy and Materials; 2015, 60, 2B; 1199-1203
1733-3490
Pojawia się w:
Archives of Metallurgy and Materials
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
    Wyświetlanie 1-2 z 2

    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