An application IRIDM the decision making process on fuel conversion of the MARIA reactor

• Autorzy: Borysiewicz M. , Kowal K. , Prusiński P. A. , Dabrowski M.

Warianty tytułu

PL

Zastosowanie IRIDM w procesie decyzyjnym dotyczącym konwersji paliwa w reaktorze MARIA

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

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.

PL

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.

Słowa kluczowe

EN

nuclear safety; Integrated Risk Informed Decision Making; Research Reactor MARIA; Global Threat Reduction Initiative; nuclear fuel conversion

PL

bezpieczeństwo jądrowe; zintegrowany proces decyzyjny; reaktor badawczy Maria; Inicjatywa Redukcji Zagrożeń Globalnych; konwersja paliwa

• Wydawca: Wydawnictwo Politechniki Lubelskiej
• Czasopismo: Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska
• Rocznik: 2013
• Tom: nr 3
• Strony: 3--6
• Opis fizyczny: Bibliogr. 14 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Borysiewicz M.

• National Centre for Nuclear Research (NCBJ), Nuclear Energy Department, Nuclear Energy Division, Poland

autor

Kowal K.

• National Centre for Nuclear Research (NCBJ), Nuclear Energy Department, Nuclear Energy Division, Poland

autor

Prusiński P. A.

• National Centre for Nuclear Research (NCBJ), Nuclear Energy Department, Nuclear Energy Division, Poland

autor

Dabrowski M.

• National Atomic Energy Agency (NAEA), Department of Nuclear Safety, Division of Inspection of Nuclear Installations, Poland

Bibliografia

• [1] Borek-Kruszewska E., Mieleszczenko W.: New LEU Fuel in the MARIA Research Reactor. NCBJ Annual Report 2011, pp. 261.
• [2] Borysiewicz M., Kowal K., Prusiński P.A., Dąbrowski M.: An Integrated Risk Informed Decision Making in the Nuclear Industry. Informatics Control Measurement In Economy and Environment Protection 02/2013, in press.
• [3] Dorosz M., Nowakowski P.: Hydraulically measurement to compare fuel elements types MC5 and MR6. IAE Internal Report, Otwock-Świerk 2009.
• [4] Golnik N., Pytel K.: Irradiation Facilities for BNCT at Research. Reactor MARIA in Poland. Polish Journal of Medical Physics and Engineering 12/2006, pp. 143-153.
• [5] Krzysztoszek G., Gołąb A., Jaroszewicz J.: Operation of the Maria Research Reactor, IEA Annual Report 2010, pp. 13-16.
• [6] Krzysztoszek G., Jaroszewicz J., Pytel K.: Irradiations of HEU targets in MARIA RR for Mo-99 production. Proceedings of the 1st International Nuclear Energy Congress, Warszawa 2011.
• [7] Krzysztoszek G., Marcinkowska Z., Pytel K., Hanan N.: Qualification Process of LEU Fuel – CERCA Type and Conversion Planning for MARIA Research Reactor. Proceedings of the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Santiago 2011, pp. 1-8.
• [8] Krzysztoszek G., Pytel K.: Irradiation of the LEU fuel in MARIA research reactor. Proceedings of the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Beijing 2009.
• [9] Lyubarskiy A., Kuzmina I., El-Shanawany M.: Advances in Risk Informed Decision Making – IAEA’s Approach. Proceedings of the Nordic PSA Conference, Gottröra 2011, pp. 1-14.
• [10] Marcinkowska Z., Pytel K., Mołdysz A.: Neutronic Calculations for MARIA Core Conversion. NCBJ Annual Report 2011, pp. 250.
• [11] Prusiński P.A., Potempski S., Borysiewicz M., Kowal K., Kwiatkowski T., Prusiński A.M.: CFD analysis of the safety related thermal hydraulic parameters describing a flow domain of an experimental medical installation (BNCT converter) inside of the Research Reactor MARIA. Journal of Power Technologies 4/2012, pp. 227-240.
• [12] International Atomic Energy Agency: Risk informed regulation of nuclear facilities: Overview of the current status. IAEA, Vienna 2005.
• [13] International Atomic Energy Agency: A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process. IAEA, Vienna 2011.
• [14] http://nnsa.energy.gov/