Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Fabrication of U-10wt.%Zr-RE Fuel Slugs by Recycling of Metallic Fuel Scraps

Kim Ki-Hwan, Mun Seung-Uk, Ha Seong-Jun, Kuk Seoung-Woo, Park Jeong-Yong

Archives of Metallurgy and Materials

|

2020

|

Vol. 65, iss. 3

1035--1039

EN

U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs for a sodium-cooled fast reactor (SFR) were conventionally prepared by a modified injection casting method, which had the drawback of a low fabrication yield rate of approximately 60% because of the formation of many metallic fuel scraps, such as melt residue and unsuitable fuel slug butts. Moreover, the metallic fuel scraps were classified as a radioactive waste and stored in temporary storage without recycling. It is necessary to develop a recycling process technology for scrap wastes in order to reduce the radioactive wastes of the fuel scraps and improve the fabrication yield of the fuel slugs. In this study, the additive recycling process of the metallic fuel scraps was introduced to re-fabricate the U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs. The U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel scraps were cleaned on the surface impurity layers with a mechanical treatment that used an electric brush under an Ar atmosphere. The U-10wt.%Zr-5wt.%RE fuel slugs were soundly re-fabricated and examined to evaluate the feasibility of the additive process compared with the metallic fuel slugs that used pure metals.

2

Postępowanie z odpadami promieniotwórczymi

Kiersnowska A., Żebrowski A.

Laboratorium - Przegląd Ogólnopolski

|

2018

|

nr 2

55--57

PL

Źródłem powstawania odpadów promieniotwórczych są izotopy stosowane między innymi w medycynie, badaniach naukowych czy przemyśle.

3

Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju. Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej. Zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi

Fuks L., Oszczak A.

Postępy Techniki Jądrowej

|

2015

|

z. 2

16--28

PL

NCBR założył, że Projekt będzie realizowany w postaci dziesięciu niezależnych zadań badawczych. Trzy z nich koordynował Instytut Chemii i Techniki Jądrowej w Warszawie. Niniejsza publikacja przedstawia zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi. Cele szczegółowe były następujące: − metody wyodrębniania plutonu i długożyciowych aktynowców; − metody skracania okresu rozpadu promieniotwórczego komponentów wypalonego paliwa w reaktorach na neutrony prędkie lub metodami transmutacji; − opracowanie nowych technologii przerobu i postępowania z nisko- i średnioaktywnymi odpadami promieniotwórczymi; − opracowanie nowych technologii zmniejszenia radiotoksyczności odpadów promieniotwórczych, w tym metodami radiochemicznymi; − opracowanie fizyko-chemicznych podstaw technologii kondycjonowania odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa; − wykorzystywanie wyodrębnionych pierwiastków z wypalonego paliwa do wytwarzania prekursorów paliwa dla reaktorów nowej generacji. Dodatkowym i szczególnie cennym rezultatem prowadzonych prac było wykształcenie młodej kadry badawczej, która stanie się naukowym zapleczem dla powstającego w Polsce programu budowy energetyki jądrowej.

EN

Main objectives of the Project were the scientific and development studies on techniques and technologies supporting management and storage of spent nuclear fuel and radioactive wastes formed in course of exploitation of the nuclear power plants with special emphasize of Polish nuclear industry. The detailed goals of the Project were: − separation of plutonium and other long-lived actinides; − decreasing the decay period of the radioactive components of spent nuclear fuel in the fast neutron reactors and/or by transmutation; − new technologies for reprocessing of the low- and medium-level radioactive wastes; − hybride processes for the purification of the radioactive wastes; − reducing radiotoxicity of the radioactive wastes by radiochemical methods; − physico-chemical conditioning technologies of the radioactive wastes and spent nuclear fuels; − fuel precursors for the IV generation reactors based on main components recovered from the spent nuclear fuels. Apart from the scientific goals, probably important aim of the Project was to create new generation of specialists needed for the development of nuclear energy industry in Poland.

4

Odpady promieniotwórcze, formy składowania, systemy barier zabezpieczających środowisko

Korzeniowska-Rejmer E., Generowicz A.

Czasopismo Techniczne. Środowisko

|

2012

|

R. 109, z. 2-Ś

177--190

PL

Problem odpadów promieniotwórczych dotyczy wszystkich krajów rozwiniętych, w których wykorzystanie energii atomowej stało się powszechne praktycznie we wszystkich dziedzinach życia i gospodarki. Odpady promieniotwórcze wymagają specjalnego postępowania związanego z ich przetwarzaniem, transportem i składowaniem okresowym i ostatecznym na składowiskach powierzchniowych i podziemnych w wybranych masywach skalnych. W artykule przedstawiono rodzaje odpadów promieniotwórczych powstających w Polsce, kryteria ich podziału i klasyfikacji, sposoby unieszkodliwiania i utylizacji. Omówiono również systemy barier zabezpieczających środowisko dla składowisk odpadów promieniotwórczych szczególnie uwarunkowania wynikające z budowy geologicznej oraz własności gruntów stanowiących naturalną barierę ochronną.

EN

The problem of radioactive wastes concerns all developed countries in which nuclear energy has become common in practically all spheres of life and economy. Radioactive wastes require special treatment connected with their processing, transport and temporary and permanent storage in surface and underground stockpiles in chosen rock outcroppings. The paper presents types of radioactive wastes formed in Poland, criteria of their division and classification, methods of neutralization and utilization. Systems of barriers for radioactive wastes stockpiles protecting the environment are presented, especially conditions resulting from geological structure and soil properties, which form a natural protective barrier.

5

Salinity effect on swelling characteristics of compacted bentonite

Shirazi S. M., Wiwat S., Kazama H., Kuwano J., Shaaban M. G.

Environment Protection Engineering

|

2011

|

Vol. 37, nr 2

65-74

EN

Swelling characteristics of compacted bentonite is the most important factor for nuclear waste disposal facilities. Salinity effect on swelling behaviour of compacted bentonite was investigated experimentally. A series of one dimensional swelling deformation tests have been performed. The tests were conducted for various initial dry densities from 1.33 g/cm3 to 1.90 g/cm3 for compacted bentonite saturated with NaCl of various concentrations in solution from 0 to 4.0 M. It was found that initial dry density and concentration of NaCl strongly influence the swelling rate of bentonite. The swelling rate of bentonite decreases with increasing the concentration of NaCl. Swelling rate depends on the concentration of NaCl more than on initial dry density and loading effect. Bentonite may change from highly swelled material to coagulate in saline water. Liquid limit of bentonite is also remarkably decreased with the change of liquid from distilled water to saline one, while the plastic limit is slightly increased.

6

Environmental hazard in the area of the former uranium ore mine "Podgórze" in Kowary

Grabas K.

Environment Protection Engineering

|

2009

|

Vol. 35, nr 1

127-137

EN

The heap used in the past by an abandoned uranium mine "Podgórze" is situated closely to the Jedlica stream. The heap contains naturally occurring radioactive materials (NORM). The study was aimed at determining the environmental hazard posed by the NORM waste. Concentrations of hazardous elements and gamma radiation were determined. Trace elements contained in the waste material may be dangerous to waters, soil and plant cover in this area. It was found that due to a considerable concentration and migration properties, uranium poses the most serious hazard to the environment constitutes.

PL

Zwałowisko nieczynnej kopalni rud uranu "Podgórze" gromadzące tzw. odpady NORM zostało zlokalizowane nad potokiem Jedlica. Celem badań było sprawdzenie, jak niebezpieczne dla środowiska mogą być składowane odpady. Zagrożenie oceniono, określając w próbkach materiału odpadowego zawartości uciążliwych dla środowiska pierwiastków oraz dokonując pomiaru mocy dawki promieniowania gamma. Zawarte w składowanych odpadach pierwiastki śladowe mogą stanowić zagrożenie dla wód, gleby i szaty roślinnej w rejonie składowania. Wykazano, że najpoważniejszym zagrożeniem dla środowiska naturalnego ze względu na stężenie i możliwość migracji jest uran zawarty w odpadach hałdy kamiennej

7

Nowoczesne cykle paliwowe EJ oraz gospodarka paliwem wypalonym i odpadami promieniotwórczymi z EJ

Chwaszczewski S.

Energetyka

|

2009

|

nr 8

507-507

8

Principles of safety use of radioiodine in the treatment of well-differentiated thyroid carcinoma (DTC)

Kowalczyk A., Krajewska G., Podgajny Z., Kamiński G.

Nukleonika

|

2008

|

Vol. 53, suppl. 2

95--97

EN

The post-operative radioiodine treatment of patients with well-differentiated thyroid carcinoma decreases cancer death, tumor recurrences and development of distant metastases. The recommended dose of 131I ranging from 1.1 to 11.1 GBq. Because these doses are much higher than the permissible dose of 131I for outpatients (800 MBq), all patients are treated during hospitalization. In the Department of Endocrinology and Radioisotope Therapy from 1998 to the end of June 2008 694 patients have received at least one dose of 131I for DTC. Nowadays, cumulative yearly dose exceed 200 GBq. High doses of 131I may cause radiation exposure to personnel and environmental hazard. The last mentioned is caused mainly by radioactive liquid wastes with comprise washing water and excreta (urine, feces). In order to minimize this hazard radioactive liquid waste from isolated Radioisotope Therapy Unit are discharged into internal hospital sewage system and stored in 4 containers until 131I concentration decreases up to the recommended level.

9

The rapid identification of NORM discharges requiring regulatory control - a possible screening methodology

Henrich E., Janssens A., Ryan T., Daroussin J., Smith K., Gerchikov M.

Prace Naukowe GIG. Górnictwo i Środowisko / Główny Instytut Górnictwa

|

2004

|

nr 1

69-71

10

The proposal of the Swedish Committee on Management of Non-Nuclear Radioactive Waste (IKA)and the implications for the management of NORM and storage of NORM waste

Akerblom G., Hagberg N., Mjones L., Soderman A.