Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Prace nad paliwem do HTGR prowadzone w IBJ/ICHTJ

Nowicki Andrzej, Miśkiewicz Agnieszka, Kiegiel Katarzyna, Zakrzewska-Kołtuniewicz Grażyna

Postępy Techniki Jądrowej

|

2024

|

z. 2

18--22

PL

W ramach planowanego w latach 50. XX wieku programu pokojowego wykorzystania energii atomowej w Polsce ośrodek żerański IBJ miał zająć się zagadnieniami zaopatrzenia w paliwo planowanych do budowy reaktorów jądrowych. IBJ-Żerań prowadził m.in. badania nad metodami ekstrakcji uranu z ubogich rud uranowych i otrzymywania z nich ditlenku uranu. Równocześnie na Żeraniu pracowano nad metodami wytwarzania powłok węglowych na ziarnach sferycznych z tlenku glinu, co mogło stanowić wstęp do produkcji paliwa do reaktorów wysokotemperaturowych, tzw. TRISO. Koncepcję wytwarzania tego paliwa, rozwijaną w latach 60. ubiegłego wieku, zarzucono w późniejszym czasie. Na nowo odżyła ona na początku wieku XXI, a w ostatnim czasie uzyskała praktyczny wymiar w postaci projektu Gospostrateg i pomysłu budowy reaktora eksperymentalnego HTR w Świerku.

EN

As part of the program for the peaceful use of atomic energy in Poland planned in the 1950s, the Żerań IBJ center was to deal with the issue of fuel supply for the planned construction of nuclear reactors. IBJ-Żerań ran, among others, research on methods of extracting uranium from poor uranium ores and obtaining uranium dioxide from them. At the same time, Żerań was working on methods of producing carbon coatings on spherical grains made of aluminum oxide, which could be an introduction to the production of fuel for high-temperature reactors, the so-called TRISO. The concept of producing this fuel, developed in the 1960s, was later abandoned. It was revived at the beginning of the 21st century, and recently gained a practical dimension in the form of the Gospostrateg project and the idea of building an experimental HTR reactor in Świerk.

2

Paliwo TRISO: wytwarzanie, charakteryzowanie, kontrola jakości, postępowanie z zużytym paliwem. Doświadczenie zdobyte w projekcie GOSPOSTRATEG-HTR

Zakrzewska-Kołtuniewicz Grażyna, Wawszczak Danuta, Brykała Marcin, Fuks Leon, Kiegiel Katarzyna, Herdzik-Koniecko Irena, Miśkiewicz Agnieszka, Pawelec Andrzej, Chajduk Ewelina, Starosta Wojciech, Smoliński Tomasz, Rogowski Marcin

Postępy Techniki Jądrowej

|

2024

|

z. 2

23--32

PL

Pomyślne zastosowanie reaktorów wysokotemperaturowych w przemyśle będzie uzależnione m.in. od opanowania na skalę przemysłową produkcji paliwa TRISO spełniającego rygorystyczne wymagania dotyczące składu chemicznego i parametrów fizycznych. W ramach prac realizowanych w projekcie GOSPOSTRATEG-HTR opracowano w Instytucie Chemii i Techniki Jądrowej metodę otrzymywania prekursorów paliwa TRISO, ziaren sferycznych UO 2 , o średnicy około 0,5 mm, przy wykorzystaniu autorskiej koncepcji modyfikacji standardowej metody zol-żel. Wyniki uzyskane w badaniach laboratoryjnych zostały wykorzystane do opracowania wstępnych założeń techniczno-ekonomicznych dla zakładu produkującego prekursory paliwa TRISO. Określono plan kontroli laboratoryjnej procesu oraz specyfikację niezbędnego wyposażenia laboratorium. Specyfika TRISO, znacznie różniącego się od paliwa do reaktorów wodnych, implikuje konieczność opracowania specjalnej strategii postępowania po wyjęciu paliwa z reaktora. W projekcie rozważono różne scenariusze postępowania z zużytym paliwem TRISO.

EN

The successful use of high-temperature reactors in industry will depend, among others on mastering the industrial scale production of TRISO fuel that meets stringent requirements regarding chemical composition and physical parameters. As part of the work carried out under the GOSPOSTRATEG-HTR project, a method was developed at the Institute of Nuclear Chemistry and Technology for obtaining TRISO fuel precursors, spherical UO2 grains with a diameter of approx. 0.5 mm, using an original concept of modifying the standard sol-gel method. The results obtained in laboratory tests were used to develop preliminary technical and economic assumptions (ZTE) for the plant producing TRISO fuel precursors. A plan for laboratory control of the process and a specification of the necessary laboratory equipment were defined. The specificity of TRISO, which is significantly different from fuel for water reactors, implies the need to develop a special strategy for proceeding after removing the fuel from the reactor. The project considered various scenarios for dealing with spent TRISO fuel.

3

Projekt GOSPOSTRATEG-HTR: rezultaty projektu

Boettcher Agnieszka, Celińska Agnieszka, Frelek-Kozak Małgorzata, Migdał Marek, Dąbrowski Mariusz P., Sęktas Paweł, Sidło Andrzej, Zakrzewska-Kołtuniewicz Grażyna, Wawszczak Danuta, Brykała Marcin, Kiegiel Katarzyna, Miśkiewicz Agnieszka, Fuks Leon, Herdzik-Koniecko Irena, Chajduk Ewelina, Starosta Wojciech, Smoliński Tomasz, Rogowski Marcin, Pawelec Andrzej

Postępy Techniki Jądrowej

|

2023

|

z. 1

9--19

PL

Ochrona klimatu wymaga wdrożenia bezemisyjnych źródeł energii, takich jak reaktory jądrowe. Reaktory wysokotemperaturowe mogą stanowić doskonałe uzupełnienie wielkoskalowej energetyki jądrowej, poprzez zaopatrzenie rynku energetycznego w wysokotemperaturowe ciepło, do różnych procesów technologicznych. Pierwszym krokiem na drodze do wdrożenia technologii reaktorów wysokotemperaturowych w Polsce była realizacja projektu GOSPOSTRATEG-HTR. Niniejszy artykuł stanowi podsumowanie najważniejszych celów i osiągnięć projektu.

EN

Climate protection requires the deployment of zero-emission energy sources, such as nuclear reactors. Hightemperature reactors can be a perfect complement to large-scale nuclear energy by supplying the energy market with hightemperature heat for various technological processes. The first step towards the implementation of high-temperature reactor technology in Poland was the implementation of the GOSPOSTRATEG-HTR project. This article is a summary of the most important goals and achievements of the project.

4

Rozwój metod postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym – prace badawczo-rozwojowe w IChTJ

Zakrzewska-Kołtuniewicz Grażyna

Postępy Techniki Jądrowej

|

2021

|

z. 2

11--21

PL

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.

EN

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.

5

Studies on uranium recovery from a U-bearing Radoniów Dump

Kiegiel Katarzyna, Roubinek Otton, Gajda Dorota, Kalbarczyk Paweł, Zakrzewska-Kołtuniewicz Grażyna, Chmielewski Andrzej G.

Nukleonika

|

2021

|

Vol. 66, No. 4

115--119

EN

This work reports the possibility of uranium recovery from a post-mining uranium ore dump in Poland by a bioleaching method. The studies were conducted on the dump leaching model with the mass of 570 kg of uranium bearing mineral material from Radoniów pile and in the periodic bioreactor with a work volume of 80 dm3 and with mechanical mixing and aeration of the charge. The uranium concentration in the examined material was about 800 ppm. In this process, the consortium of microorganisms isolated from former mines was used. It was composed of the following microorganisms: Bacillius, Pseudomonas, Sphingomonas, Thiobacillus, Halothiobacillus, Thiomonas, and Geothrix. The effi ciency of the uranium bioleaching process was 98% in the reactor, and a yield of 70% was obtained in the dump leaching model. The post-leaching solution contained signifi cant amounts of uranium ions that were separated in two stages: (1) by ion chromatography and then (2) by a two-step precipitation method. The resulting solution was a source of ammonium diuranate, the precursor of yellowcake (uranium oxides).