Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Technologie jądrowe w planach inwestycyjnych przedsiębiorstw ciepłowniczych – podsumowanie badania ankietowego dla Narodowego Centrum Badań Jądrowych

Dekarz Dariusz

Energetyka

|

2023

|

nr 2

96--100

PL

Przeprowadzone w 2021 r. przez „Energopomiar” Sp. z o.o. wśród elektrociepłowni zawodowych i przemysłowych oraz ciepłowni badanie ankietowe pokazało, jak dużym zainteresowaniem cieszy się w Polsce wdrożenie technologii jądrowych. Zastosowanie reaktorów skali małej (SMR – Small Modular Reactor) i mikro (MMR – Micro Modular Reactor) jest postrzegane jako sposób na rezygnację ze spalania paliw kopalnych (dekarbonizacja) i dążenie do osiągnięcia neutralności klimatycznej. Perspektywa zastosowania technologii jądrowych w ciepłownictwie wydaje się jednak na chwilę obecną raczej odległa, stąd też poszczególne przedsiębiorstwa szukają rozwiązań dostępnych aktualnie na rynku.

2

Ochrona środowiska i przemysł jądrowy

Rzymkowski Krzysztof

Energetyka

|

2021

|

nr 11

721--727

PL

Opisano problemy ochrony środowiska związane z budową i eksploatacją zakładów przemysłu jądrowego dla zamkniętego i otwartego cyklu paliwowego. Przedstawiono następujące zagadnienia: ochrona środowiska – zalecenia, paliwo jądrowe – wydobycie, wzbogacanie, produkcja, dostarczenie do elektrowni, lokalizacja zakładów przemysłu jądrowego, emisje radioaktywne i ich kontrola, zanieczyszczenia wody, ciepło odpadowe, odpady promieniotwórcze.

EN

Described are environmental protection problems connected with construction and exploitation of nuclear industry plants with closed and open fuel cycles. Presented are the following issues: environmnetal protection - recommendations, nuclear fuel - mining, enrichment and fuel fabrication, delivery to nuclear power plants, location of nuclear industry plants, radioactive emissions and their control, water pollution, waste heat, radioactive wastes.

3

Oxidation kinetics of Zircaloy-4 alloy at 673 K determined by GDOES technique

Trybuś Bartłomiej, Olive Jean-Marc, Zieliński Andrzej

Inżynieria Materiałowa

|

2019

|

Vol. 40, nr 2

34--38

EN

Oxidation of zirconium alloys is a process that takes place during the operation of nuclear reactors and is essential for assessing the durability of fuel claddings. The present study was aimed to determine the oxidation kinetics of the Zircaloy-4 alloy using GDOES (glow discharge optical emission spectroscopy) at temperature 673 K corresponding to the conditions of use of fuel pellets. The tests were performed on non-oxidized samples as well as after their oxidation for 0.5, 2, 15 and 48 h. Oxygen layer growth was also investigated by thermogravimetric analysis after oxidation for 0.5 h. The naturally generated oxide at room temperature, designated as non-oxidized, had a thickness of 23±2 nm. After 2 h oxidation, an oxide possessing a thickness of 42±4 nm with about 155 nm of oxygen traces was observed. Oxidation for 15 h resulted in formation of an oxide with a thickness of 130±10 nm with a transition distance to the pure alloy of 240 nm. Finally, a layer with a thickness of 235±10 nm appeared after oxidation for 48 h, while the distance after which the measurement included only a pure alloy without the oxygen traces, was about 310 nm. The results show that oxidation can be described by the exponential kinetic equation, that has the parabolic form after 15 or 48 h of oxidation, which well fits the previous results. However, at shorter oxidation times the kinetic equation has the quasi-parabolic form (n < 2). The reason for changing the form of the equation can be attributed to the effect of defective crystalline structure on oxygen diffusion in the oxide layer as the porosity, crevices and cracks.

PL

W wielu pracach opisano masę tlenku cyrkonu powstającego podczas utleniania równaniem parabolicznym, ale według części autorów zależność ta lepiej daje się opisać równaniem kubicznym. Kinetyka opisana przez tę ostatnią zależność dowodzi, że proces dyfuzji atomów tlenu, który determinuje szybkość tworzenia się tlenku, nie jest procesem homogenicznym zachodzącym w idealnym ciele stałym, ale przebiega głównie na granicy ziaren. Celem pracy było określenie zależności ilościowych między czasem utleniania a grubością warstw tlenków w stosunkowo niskiej temperaturze 673 K, odpowiadającej normalnym warunkom pracy reaktorów jądrowych, za pomocą metody GDOES (optyczna spektrometria emisyjna z wyładowaniem jarzeniowym) rzadko stosowanej do badań takich procesów.

4

Zjawisko mikroplastyczności w stopie Zr-2.5Nb stosowanym w przemyśle jądrowym

Skrzypek S. J., Bolanowski K., Nawojowski K.

Inżynieria Powierzchni

|

2016

|

Nr 4

7--13

PL

Celem przeprowadzonych badań była analiza zjawiska mikroplastyczności w stopie cyrkonu z niobem Zr-2.5Nb po cyklach cieplnych. Stop ten podobnie jak stopy z rodziny Zircaloy stosowany jest na koszulki paliwowe oraz rury ciśnieniowe w reaktorach jądrowych. Próbkę z badanego stopu poddano eksperymentowi polegającemu na cyklicznym wygrzewaniu i chłodzeniu próbki w piecu elektrycznym pod stałym niskim obciążeniem. Liczba cykli cieplnych wynosiła 100, temperatura cyklu Tc = 70–370°C oraz obciążenie równe naprężeniu σ = 23,74 MPa. Analiza rentgenowska wykazała w próbce w stanie surowym obecność cyrkonu αZr (sieć heksagonalna, 03-065-3366) oraz w próbce po eksperymentach dodatkowo stwierdzono obecność dwutlenku cyrkonu ZrO2 (sieć jednoskośna, 01-078-0047). Warstewka tlenku na powierzchni próbki była cieńsza od 3 μm. Zmiana parametrów komórki elementarnej αZr wynosiła Δa = -0,00245Å oraz Δc = - 0,00383 Å. Zmniejszenie się komórki elementarnej może być wyjaśnione dyfuzją niobu z roztworu stałego Zr(Nb), co prowadzi do wzrostu gęstości wakancji w sieci krystalicznej. Makronaprężenia własne dla próbki po cyklach cieplnych w kierunku osi głównej próbki były rozciągające σx = 110 MPa, a w kierunku prostopadłym do osi próbki – ściskające σy = -156 MPa i zostały zrelaksowane w porównaniu ze stanem wyjściowym. Analiza procesu pełzania wykazała logarytmiczno-normalną zależność pomiędzy odkształceniem plastycznym próbki εpl a czasem t dla temperatury próbki Tp = 70oC. Wydłużenie plastyczne próbki po 100 cyklach cieplnych wynosiło ΔL = 143,49 µm i odpowiadające mu odkształcenie plastyczne εpl = 5,50 ·10-3.

EN

The paper presents results of the analysis of micro-plasticity phenomenon observed in zirconium with niobium alloy Zr-2.5Nb after thermal cycles under low, constant load. This alloy, similarly as Zircaloys, is used as based material for pressure tubes in nuclear reactors and for uranium fuel shields. The sample made of examined alloy has been subjected to cycling heating and cooling in programmable electrical furnace with 100 cycles with the cycle’s temperature range Tc = 70–370°C under low, constant tensile load equal to stress σ = 2.74 MPa. X-ray diffraction analysis showed that the reference sample consisted of zirconium αZr (hexagonal, 03-065-3366) and the sample after the experiments contained additionally zirconium dioxide ZrO2 (monoclinic, 01-078-0047). The oxide layer on the surface was thinner than 3 μm. The change of αZr unit cell parameters was Δa = -0.00245Å and Δc = - 0.00383 Å. The compression of unit cell can be explained by diffusion of niobium atoms from solid solution Zr(Nb) that leads to increased vacancy density in crystal lattice. Residual stresses in sample after the thermal cycles in the main sample’s axis were tensile σx = 110 MPa, while in the perpendicular direction were compressive σy= -156 MPa and both were partially decreased. The creep analysis showed that the relationship between sample plastic deformation (εpl) and time (t) can be described by log-normal function. The total sample elongation after 100 cycles was ΔL = 143.49 µm and plastic deformation εpl = 5,50 · 10-3.

5

Strukturalne efekty oddziaływania wodoru w niskostopowej stali Mn-Ni-Mo (A508.3).

Sozańska M., Sojka J., Galland J., Maciejny A., Hyspecka L.

Inżynieria Materiałowa

|

1999

|

R. XX, nr 3-4

111-118

PL

W przedstawionym artykule zajmowano się badaniem kruchości wodorowej w stali A508.3 stosowanej w energetyce jądrowej. Efekty prowokowane przez wodór były badane poprzez próby wytrzymałościowe na próbkach po nawodorowaniu. Stopień degradacji właściwości mechanicznych jest pierwszym i bardzo ważnym kryterium podatności do kruchości wodorowej. Drugie kryterium przedstawia zmianę mikromechanizmów powodowanych przez obecność wodoru w mikrostrukturze lub na powierzchni przełomu. W tej stali, wodór powodował specjalny typ defektu, nazwany 'rybimi oczami' na powierzchniach przełomu po próbach wytrzymałościowych. 'Rybie oczy' inicjują się wokół sferycznych wtrąceń niemetalicznych. Wtrącenia zostały zidentyfikowane w większości przypadków jako złożone tlenki zawierające przede wszystkim Al, Mg, Si i Ca, zewnętrzna otoczka była utworzona przez (Ca, Mn)S. Szczególne zainteresowanie poświęcono dokładnej analizie metalograficznej przy użyciu mikroskopu świetlnego i skaningowego, włączając w to metody analizy obrazu, lokalnej analizy chemicznej, metalografii ilościowej i fraktografii ilościowej. Metody metalografii ilościowej były wykorzystywane do określenia morfologii wtrąceń niemetalicznych. Wtrącenia były badane przy użyciu metod analizy obrazu i otrzymane wyniki przedstawiały zawartość wtrąceń oraz ich geometryczne charakterystyki. Metody fraktografii ilościowej były wykorzystane do ilościowych charakterystyk różnych typów przełomów (ciągliwy, kruchy i 'rybie oczy') oraz parametrów 'rybich oczu' (liczba na jednostkę powierzchni, średnica, powierzchnia, współczynnik kształtu). Wszystkie otrzymane wyniki mogą być użyte do opisu bardziej dokładnego mechanizmu kruchości wodorowej w stali A508.3.

EN

The presented paper deals with the study of hydrogen embrittlement of A508.3 steel used in nuclear industry. the effects of hydrogen are investigated by means of tensile tests on hydrogen charged specimens. The degree of degradation of mechanical properties is the first and the most important criterion of the susceptibility to hydrogen embrittlement. The second criterion represents changes in failure micromechanisms provoked by presence of hydrogen in microstructure or in the surface fracture. For this steel, hydrogen provoked special defects called 'fish eyes' on surface fractures after tensile tests. 'Fish eyes' nucleated on coarse spherical non-metallic inclusions. Inclusions were identified in most cases as complex oxides containing variable quantities namely Al, Mg, Si and Ca, the outer shell being formed by (Ca, Mn)S. Special attention was given to the detailed metallographic analysis by means of light and scanning electron microscopy, including the methods of image analysis, local chemical analysis, quantitative metallography and quantitative fractography. Metallographic methods are explained by nonmetallic inclusion morphology. Inclusions were evaluated by means of image analysis and the results obtained have shown inclusion content and their geometric characteristics. Factographic methods are used in quantitative characteristic of different types fracture surfaces (ductile, quasicleavage and 'fish eyes') and parameters of 'fish eyes' (their number per unit of fracture area, diameter, surface, shape). All results obtained in this way can be used to describe more precisely the specific mechanism of hydrogen embrittlement in A508.3 steel.