PL
 |
EN
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników

Znaleziono wyników: 20

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
Wyszukiwano:
w słowach kluczowych:  nuclear reactors
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
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
Content available Safeguard w małych reaktorach modularnych −SMR
Rzymkowski Krzysztof
Postępy Techniki Jądrowej
|
2022
|
z. 2
22--28
PL
W opracowaniu przedstawiono podstawowe cechy systemu zabezpieczeń w projektowanych Małych Reaktorach Modularnych – SMR. Rozpowszechnienie małych reaktorów jądrowych budzi uzasadnioną obawę przed ewentualnym rozprzestrzenieniem materiałów jądrowych. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA) opracowuje zalecenia dotyczące kontroli tych materiałów w nowo powstających małych reaktorach o bardzo różnorodnych konstrukcjach na etapie projektowania.
EN
The paper presents the basic features of the safeguard at the designed Small Modular Reactors – SMR. The spreading of small nuclear reactors gives rise to a well-founded fear of the possible proliferation of nuclear material. The International Atomic Energy Agency (IAEA) is developing recommendations for the control of these materials in newly developed small reactors of a wide variety of designs at the design stage.
3
Content available Uwagi do projektu uchwały Rady Ministrów w sprawie aktualizacji programu wieloletniego pod nazwą „Program polskiej energetyki jądrowej”
Wiśniewski Grzegorz, Kowalak Tomasz, Michałowska-Knap Katarzyna
Energetyka – Społeczeństwo – Polityka
|
2021
|
nr 1(9)
25--45
EN
The government presented a draft resolution for public consultation on the future of nuclear energy. The article contains detailed expert comments on the text of the resolution and its justification.
4
Content available Trzy scenariusze energetyki jądrowej w Polsce
Mikulski A.
Postępy Techniki Jądrowej
|
2018
|
z. 1
26--29
PL
W artykule przedstawiono trzy możliwe scenariusze rozwoju energetyki jądrowej w Polsce oparte o duże bloki energetyczne, reaktory wysokotemperaturowe i zintegrowane bloki wodno-ciśnieniowe. Pierwszy jest kontynuacją kierunku określonego w Programie Polskiej Energetyki Jądrowej w 2009 r. wraz z przedstawieniem, co zostało zrealizowane w tym czasie oraz wymogiem weryfikacji tego kierunku. Drugi stanowi nowy kierunek zastosowania reaktorów jądrowych w celach kogeneracyjnych, czyli równoczesnego wytwarzania ciepła technologicznego i energii elektrycznej w nowych i obiecujących konstrukcjach. Natomiast trzeci kierunek stanowią obiekty o zmniejszonej mocy wodno-ciśnieniowych z pomysłem integracji całego obiegu pierwotnego w jednym zbiorniku. Bloki te ze względu na zwiększone bezpieczeństwo eksploatacyjne nie wymagają rozległej strefy bezpieczeństwa i mogłyby być lokalizowane w istniejących elektrowniach w ramach ich modernizacji. Poza tym będą znacznie tańsze i budowane w znacznie krótszym czasie, a umieszczone po kilka w jednej lokalizacji mogą dostarczać moc porównywalną z dużymi blokami jądrowymi.
EN
The paper presents three potential scenarios for the development of nuclear power in Poland based on: high power PWRs, high temperature reactors and integrated pressurized water cooled reactors. The first scenario is the continuation of the Polish Nuclear Power Program of 2009, supplemented by a short description of what has been achieved already, subject to further confirmation. The second scenario is the new possibility of using nuclear reactors for the cogeneration of technological heat and electricity using new, promising constructions of high temperature gas cooled reactors (HTGR). The third scenario is a construction of lower-power PWRs with an integrated primary loop in the one vessel (iPWR). Due to increased operational safety, such blocks require smaller safety zones and therefore may localized within refurbished old conventional power plants. Furthermore such blocks are cheaper to produce, faster to construct and, with several located in the same place, can deliver a power comparable to that from existing high power nuclear blocks.
5
Content available Analysis of possible application of high-temperature nuclear reactors to contemporary large-output steam power plants on ships
Kowalczyk T., Głuch J., Ziółkowski P.
Polish Maritime Research
|
2016
|
nr 2
32--41
EN
This paper is aimed at analysis of possible application of helium to cooling high-temperature nuclear reactor to be used for generating steam in contemporary ship steam-turbine power plants of a large output with taking into account in particular variable operational parameters. In the first part of the paper types of contemporary ship power plants are presented. Features of today applied PWR reactors and proposed HTR reactors are discussed. Next, issues of load variability of the ship nuclear power plants , features of the proposed thermal cycles and results of their thermodynamic calculations in variable operational conditions, are presented.
6
Content available Wybrane zagadnienia energetyki jądrowej
Cieślakowski S., Rudzki P.
Autobusy : technika, eksploatacja, systemy transportowe
|
2016
|
R. 17, nr 6
125--129
PL
W ostatnich latach obserwuje się wznowienie zainteresowania rozwojem i zastosowaniem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy. Badania w tym zakresie prowadzą min. Japonia, Rosja, Stany Zjednoczone, Indie, Chiny, Argentyna, Korea Południowa. W pracy zaprezentowano kierunki polskiej polityki energetycznej na tle Odnowionej Strategii Lizbońskiej o Odnowionej Strategii Zrównoważonego Rozwoju UE. Omówiono plany wykorzystania odnawialnych źródeł energii. Przeanalizowano rozwój energetyki jądrowej na świecie z uwzględnieniem kryteriów określających poziom skali INES. Oceniono zalety i bariery rozwoju reaktorów SMR.
EN
In recent years there has been renewed interest in the development and application of nuclear reactors of small and medium power. Research in this area leads min. Japan, Russia, the United States, India, China, Argentina, South Korea. The paper presents the directions of the Polish energy policy against the background of the renewed Lisbon Strategy for the renewed EU Sustainable Development Strategy. They discussed plans for the use of renewable energy sources. Analyzed the development of nuclear energy in the world of the criteria determining the level INES scale. Rated advantages and barriers to the development of SMR reactors.
7
Content available The MCB code for numerical modeling of Fourth Generation nuclear reactors
Oettingen M., Cetnar J., Mirowski T.
Computer Science
|
2015
|
Vol. 16 (4)
329--350
EN
R&D in the nuclear reactor physics demands state-of-the-art numerical tools that are able to characterize investigated nuclear systems with high accuracy. In this paper, we present the Monte Carlo Continuous Energy Burnup Code (MCB) developed at AGH University’s Department of Nuclear Energy. The code is a versatile numerical tool dedicated to simulations of radiation transport and radiation-induced changes in matter in advanced nuclear systems like Fourth Generation nuclear reactors.We present the general characteristics of the code and its application for modeling of Very-High-Temperature Reactors and Lead-Cooled Fast Rectors. Currently, the code is being implemented on the supercomputers of the Academic Computer Center (CYFRONET) of AGH University and will soon be available to the international scientific community.
8
Content available remote Analiza techniczno-energetyczna preferowanych obiegów termodynamicznych mobilnych wysokotemperaturowych siłowni jądrowych
Kowalczyk T., Głuch J., Badur J., Ziółkowski P.
Zeszyty Naukowe Politechniki Rzeszowskiej. Mechanika
|
2014
|
z. 86 [290], nr 1
35--42
PL
Artykuł przedstawia analizę techniczno-energetyczną możliwości współpracy preferowanych obiegów turbin cieplnych dużych mocy z wysokotemperaturowym reaktorem jądrowym chłodzonym helem w zastosowaniach mobilnych. Reaktory jądrowe wysokotemperaturowe (HTR) stwarzają możliwość podnoszenia parametrów obiegów parowych do poziomu bloków nadkrytycznych, jak również zastosowania obiegu Joule’a-Braytona w energetyce jądrowej. W miarę zaostrzania norm emisji energetyka jądrowa w tym ujęciu może stanowić realną alternatywę ekonomiczną dla silników cieplnych zasilanych paliwami kopalnymi. Z punktu widzenia termodynamicznego, ekonomicznego i ekologicznego stosowanie obiegów cieplnych opartych o reaktory HTR jest zabiegiem korzystnym.
EN
The paper presents technical analysis of the possibility of cooperation of preferred thermodynamic cycles of large turbines with high temperature helium cooled nuclear reactors (HTR) in mobile applications. HTR reactors bring the possibility of the increase of live steam parameters in steam turbine cycle up to the supercritical point and also use Jule-Brayton thermodynamic cycle in the nuclear power engineering. Due to increasing environmental protection regulations the nuclear power engineering can become real alternative for engines powered by fossil fuels. From the thermodynamic, economic and ecological point of view the energy application of heat cycles based on HTR reactors is profitable.
9
Content available Thermodynamic analysis of a generation IV SCWR nuclear power plant cycle
Dzida M., Frost J.
Journal of Polish CIMAC
|
2014
|
Vol. 9, no 1
17--24
EN
This article presents a flow and thermodynamic analysis of a Generation IV nuclear cycle. An SCWR (Supercritical water reactor) is a high temperature and high pressure reactor that uses water at a temperature above its thermodynamic critical point as the working fluid. The cycle used for the calculations consists of one interstage superheater and 7 regenerative heat exchangers. Division pressure was optimized in view of the cycle efficiency, and the possibility of using another pressure value that would be more beneficial due to the structure of the grid of blades was mentioned.
10
Content available remote Zaawansowane technologie reaktorów jądrowych GE Hitachi
Powell D., Hunt B., Hinds D., Dahlgren Ch., Miller G., Beard J.A.
Spektrum
|
2013
|
nr 9-10
XXVI--XXVIII
PL
Scharakteryzowano najnowsze typy reaktorów jądrowych produkowanych przez GE Hitachi. Są to: zaawansowany reaktor wodny wrzący ABWR, ekonomiczny uproszczony wodny reaktor wrzący ESBWR oraz zaawansowany reaktor PRISM. Stwierdzono, że energia jądrowa sprawdziła się w Europie jako bezpieczne, długoterminowe i stabilne źródło energii.
EN
Characterized are the latest types of nuclear reactors produced by GE Hitachi. They are: an advanced boiling water reactor ABWR, an economic simplified boiling water reactor ESBWR and an advanced reactor PRISM. Expressed is the opinion that nuclear energy proved itself to be a safe, long-term and stable energy source for Europe.
11
Przyszłość energetyki jądrowej na świecie (cz. I)
Jaskólski M., Kaczmarek A.
Wiadomości Elektrotechniczne
|
2012
|
R. 80, nr 1
18-21
PL
Przedstawiono wybrane projekty reaktorów jądrowych zaliczanych do IV generacji oraz poddano analizie słuszność kierunków badań nad rozwojem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy.
EN
The paper presents selected designs of nuclear reactors rated among fourth generation units and analyses rightness of research directions on development of small and medium power nuclear reactors.
12
Przyszłość energetyki jądrowej na świecie
Jaskólski M., Kaczmarek A.
Wiadomości Elektrotechniczne
|
2012
|
R. 80, nr 2
33-35
PL
Przedstawiono wybrane projekty reaktorów jądrowych zaliczanych do IV generacji oraz poddano analizie słuszność kierunków badań nad rozwojem reaktorów jądrowych małej i średniej mocy.
EN
The paper presents selected designs of nuclear reactors ranked among 4th generation ones and analyses development trends of small and medium power nuclear reactors.
13
Content available remote Reaktory prędkie IV generacji chłodzone ciekłymi metalami
Darnowski P.
Spektrum
|
2012
|
nr 11-12
XXII-XXIX
PL
Omówiono podstawowe zagadnienia związane z projektowaniem reaktorów chłodzonych ciekłymi metalami, które najprawdopodobniej w przyszłości będą trzonem całej technologii reaktorów prędkich. Przedstawiono rozważania na temat technologii, jaka będzie wykorzystana w pierwszym reaktorze IV generacji. Nakreślono niektóre z najważniejszych zagadnień dotyczących reaktorów prędkich powielających chłodzonych ciekłym metalem - LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
EN
Discussed are basic problems connected with designing of liquid metal cooled reactors which most probably in the future will be the main core of the whole fast reactors technology. Presented are speculations on technology which can be applied in the first of 4th generation fast reactors. Outlined are some of the most important problems concerning fast breeder reactors cooled by liquid metal - LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
14
Content available remote Pumps of molten metal based on magnetohydrodynamic principle for cooling high-temperature nuclear reactors
Dolezel I., Donatova M., Karban P., Ulbrych B.
Przegląd Elektrotechniczny
|
2009
|
R. 85, nr 4
13-15
EN
Pumps of molten metals based on magnetohydrodynamic principle represent an advantageous alternative to classical rotational pumps used for cooling of some types of nuclear reactors. The paper deals with the mathematical and computer modelling of their operation. The theoretical analysis is illustrated by an example whose results are discussed.
PL
Magnetohydrodynamiczne pompy do płynnych metali to obiecująca alternatywa do klasycznych pomp rotacyjnych używanych w obwodach chłodzących niektórych typów reaktorów jądrowych. W artykule opisano matematyczny i numeryczny model takiej pompy. Analizę teoretyczna zilustrowano przykładowymi wynikami obliczeń. Omówiono wyniki obliczeń pod katem optymalnej konstrukcji pompy magnetohyrodynamicznej.
15
Reaktory jądrowe - historia i perspektywy
Berowski P.
Nowa Elektrotechnika
|
2009
|
nr 1 (53)
5-8
16
Oferowane Polsce reaktory jądrowe i potencjalne lokalizacje pierwszej E.J.
Adamski J.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2007
|
T. 1, z. 25
9-18
PL
Dokonano przeglądu proponowanych typów reaktorów jądrowych i lokalizacji pierwszej polskiej elektrowni jądrowej. Po odkryciu reakcji rozszczepienia głównym celem było wyprodukowanie materiału rozszczepialnego na bomby jądrowe Dopiero po 13 latach uruchomiono w Obnińsku reaktor dla energetyki. Zdawano sobie sprawę, że wykorzystanie uranu wymusi budowę reaktorów mnożących, chociaż są drogie i kłopotliwe w eksploatacji. W latach 1980 - 1990 analizowano różne lokalizacje budowy elektrowni jądrowych w Polsce. Jedną z propozycji była EJ. nad Wisłą w Nieszawie. Aktualnie w roku 2007 wydaje się, że jest to lokalizacja posiadająca szereg zalet. W niniejszym opracowaniu dla tej lokalizacji, dobrano i zaproponowano typ reaktora jądrowego. Omówiono cykl paliwowy, począwszy od produkcji paliwa jądrowego, a kończąc na przerobie i składowaniu zarówno paliwa jak i odpadów promieniotwórczych. Należytą wagę poświęcono edukacji społeczeństwa w zakresie ochrony przed ujemnymi skutkami promieniowania jonizującego i wpływu E.J .na otoczenie w trakcie normalnej pracy jak i w przypadku awarii typu LOCA. W Polsce nie uczy się na odpowiednim poziomie fizyki i matematyki. Jedną z przyczyn niechęci społeczeństwa do rozwoju energetyki jądrowej jest niewiedza.
EN
It is not easy to chois thr first nuclear reactor for Poland. We must agreed that we should have in the future breeder reactor, to produce nuclear fuel. LMFBR is very expensive and difficult in operation. It is not a reactor for the country like Poland who is going to build his first nuc­lear power plant. For that reason we should build PWR reactor, who is safe.and imple in operation.The settelment our first NPP with PWR reactor shoul be on the river shore, e.g. in the Nieszawa area.
17
Content available remote Energetyka Jądrowa w Polsce. Synergia przemysłu węglowego i energii jądrowej
Pieńkowski L.
Polityka Energetyczna
|
2006
|
T. 9, z. spec.
277-286
PL
Decyzja rządowa o włączeniu opcji jądrowej do przyszłości energetycznej Polski stawia przed specjalistami pytanie o wybór takiego typu reaktora jądrowego, który spełni długi szereg warunków: od technicznych - po społeczne. Współczesne reaktory jądrowe znajdują zastosowanie jedynie do produkcji elektryczności, natomiast niektóre reaktory należące do tzw. IV generacji mogą być również wykorzystane bezpośrednio w przemyśle. Decydują o tym dwie ich cechy: 1) stosunkowo niewielka moc cieplna - nie większa niż kilkaset megawatów, 2) duża temperatura helu chłodzącego taki reaktor wynosząca 900oC. Oprócz napędzania turbogeneratorów, hel o tak dużej temperaturze może być zastosowany, miedzy innymi, do produkcji wodoru, który jest używany w wielu procesach przemysłowych. Gorący hel może być też wykorzystany do przerobu węgla na całą gamę poszukiwanych produktów. Wysokotemperaturowe reaktory jądrowe chłodzone helem, spełniające więcej zadań niż klasyczne reaktory dużej mocy, wydają się być atrakcyjną perspektywą dla polskiej gospodarki, obecnie tak bardzo zależnej od importowanej ropy i gazu ziemnego. Jedną z możliwych idei jest przetworzenie CO2 z elektrowni węglowej w paliwo syntetyczne z użyciem wodoru uzyskanego z rozkładu wody, procesu zasilanego ciepłem z reaktora wysokotemperaturowego.
EN
The Polish Government decision to include nuclear energy option in a number of Poland's future energy solutions challenge the specialists with a question of choosing of a nuclear reactor, which fulfills the conditions ranging from technical to social issues. Contemporary nuclear reactors are used to produce electricity only, however, some reactors belonging to so-called IV generation can be as well employed directly by the industry. Two features of these reactors are decisive: 1) relatively low heat power - no more than few hundreds megawatts, 2) high temperature of the helium coolant of about 900 oC. Nuclear process heat at such a high temperature can be utilized, among other applications, for coal technology, for production of hydrogen used in many industrial processes. Hot helium can also be applied to obtain many carbon-based valuable products. High temperature helium-cooled reactors, play more roles than classical high-power reactors. It seems to be an attractive perspective for Polish economy which is now so much dependent on imported oil and gas, but keeps a high potential in coal industry. CO2 from the coal power plant recycling into synfuel with the use of hydrogen from a water splitting factory driven by nuclear process heat from the high temperature nuclear reactor is one of the challenging ideas.
18
Analiza usuwania aerozoli z obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego
Adamski J.
Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
|
2005
|
z. 24
5--16
PL
Przedstawiono analizę zachowania się radioaktywnych cząsteczek-aerozoli, wewnątrz obudowy bezpieczeństwa po awarii reaktora jądrowego typu LOCA. Badania dotyczą głównie zachowania się aerozoli pod wpływem koagulacji, oraz usuwania i kondensacji pary na cząsteczkach aerozolowych. Analizowano koagulację Browna, grawitacyjną i turbulentną. Rozważano mechanizmy osadzania, jak sedymentację, osadzanie spowodowane przez dyfuzję, termoforezę i dyfuzjoforezę.
EN
The main phenomena connected with transport and retention of aerosols have been described. The basic data on Brownian, gravitational and turbulent coagulation have been presented. The principal mechanism of deposition of aerosol particles on surfaces, including sedimentatioon, Brownian and Turbulent diffusion, and thermophoresis have been considered. The results of calculation have been shown. In the presented analysis the source term of radinuclide aerosols is due to LOCA accident.
19
Content available remote Development of a Bayesian belief network for a boiling water reactor during fault conditions
Frid W., Knochenhauer M., Bednarski M.
Computer Assisted Mechanics and Engineering Sciences
|
2005
|
Vol. 12, No. 2-3
133-145
EN
This paper describes briefly the development and verification of a probabilistic system for the rapid diagnosis of plant status and radioactive releases during postulated severe accidents in a Boiling Water Reactor nuclear power plant. The probabilistic approach uses Bayesian belief network methodology, and was developed in the STERPS project in the European Union 5-th Euroatom Framework program.
20
Content available remote Treatment of waste sodium/NaK; decommissioning hardware and facilities
Stewart A. E., Navratil J. D.
Nukleonika
|
1998
|
Vol. 43, nr 1
115-130
EN
The decline in government interest (both USA and abroad) in further developing liquid metal cooled reactors has left a legancy of unneeded and unused government owned sodium and NaK component test facilities, including nuclear reactors. These facilities will have to have their inventories of sodium drained and the equipment and piping treated to passivate the residual reactive metal. The bulk drained sodium (estimated at 1.4 million kg that will be radioactive, and 0.9 million that will be non radioactive) will also have to be treated to convert the chemically active metallic sodium into a non hazardous chemical form or possibly reused (non radioactive sodium). A review of the past experience with the various techniques for safety handling and disposing of reactive metals and facilities and equipment containing these materials is presented with emphasis on both the technical basis and practical requirements involved.
PL
Brak zainteresowania rządów w USA (i zagranicą) dalszymi pracami nad ulepszaniem reaktorów chłodzonych ciekłym metalem, pozostawił w spadku niepotrzebny Na i NaK, a także reaktory jądrowe i towarzyszące im oprzyrządowanie. Urządzenia te muszą zostać zinwentaryzowane, sód usunięty, a wyposażenie i przewody rurowe poddane pasywacji, z uwagi na pozostałe resztki reaktywnego metalu. Usunięty sód (jego ilość szacuje się na 1400 ton radioaktywnego i 900 ton nieaktywnego) ma być poddany konwersji do postaci bezpiecznej chemicznie, lub użyty powtórnie (sód nieaktywny). Przedstawiono przegląd doświadczeń, związanych z różnymi technikami bezpiecznego operowania i dysponowania metalami reaktywnymi oraz urządzeniami i oprzyrządowaniem, zawierającym takie metale. Nacisk położono zarówno na podstawy technologiczne, jak i na wymagania praktyczne.
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.