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

Znaleziono wyników: 6

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

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available remote Wykorzystanie technik jądrowych do celów medycznych na przykładzie reaktora Maria
Terlikowski Paweł, Szukała Patrycja
Elektroenergetyka : współczesność i rozwój
|
2020
|
Nr 1(22)
78--87
PL
Techniki jądrowe wykorzystywane w medycynie nuklearnej stanowią ważny element w zakresie badań diagnostycznych i terapii, głównie w przypadku chorób nowotworowych. Niniejszy artykuł zawiera opis tego, w jaki sposób wykonywane są badania oraz co jest potrzebne, aby je wykonać, ze szczególnym uwzględnieniem radiofarmaceutyków produkowanych z wykorzystaniem reaktora Maria. Radiofarmaceutyki, czyli radioizotopy wprowadzane do organizmu badanej osoby, stanowią ważny aspekt artykułu. Opisane zostały sposoby ich wytwarzania oraz wykorzystujące je techniki obrazowania, a także perspektywy rozwoju medycyny nuklearnej w Polsce.
EN
Nuclear techniques used in nuclear medicine are an important element in extent of diagnostic research and therapy, mainly in the case of cancer. This article describes how the researches are performed and what is necessary to carry out them, with particular emphasis on radiopharmaceuticals. Radiopharmaceuticals, i. e. radioisotopes introduced into the body of the examined person, are an important aspect of the article, ways of their production and imaging techniques using them are defined. Control relay. Comparison of these algorithms were made on the base of power flow data for nine different cases of power demand and system configuration.
2
Content available remote An Investigation of Oxide Layer Impact on Heat Transfer in MARIA Reactor Fuel Element
Suchcicki J., Uzunow N., Pytel K., Mieleszczenko W., Mołdysz A.
Journal of Power Technologies
|
2013
|
Vol. 93, nr 4
247--256
EN
Within the framework of test fuel examination it has been performed the irradiation of one of fuel elements to high level of burnup (ca. 60 %). Post-irradiation examinations proved that under high burnup it comes to local detachment of oxide layer from the fuel element cladding. Unilateral breaking away of the oxide layer of strong insulation properties from cladding surface may lead to disturbance of conditions for heat removal from the fuel. This effect has been numerically modeled by means of ANSYS FLUENT code. The numerical results confirmed the existence of heat flux redistribution in the spot of oxide layer detachment. Since the phenomenon for breaking away of oxide layer appears at high fuel burnup the thermal loads are getting lower than in most thermally loaded fuel elements so the safety margins for fuel operation are being preserved.
3
Content available Reaktorowa instalacja neutronowego domieszkowania monokryształów krzemu
Jaroszewicz J.
Postępy Techniki Jądrowej
|
2012
|
z. 1
16--25
4
Analiza numeryczna wymiany ciepła w pręcie paliwowym reaktora "Maria" w stanach powyłączeniowych
Fic A., Składzień J.
Modelowanie Inżynierskie
|
2011
|
T. 10, nr 41
81-90
PL
W wyniku istnienia mocy powyłączeniowej elementy paliwowe reaktora jądrowego muszą być chłodzone także po jego wyłączeniu. Jak wykazują pomiary, po upływie pewnego czasu od chwili wyłączenia reaktora doświadczalnego „Maria” można wyłączyć pompy cyrkulacyjne. Dostatecznie intensywny odbiór ciepła od paliwa gwarantuje powstająca wówczas cyrkulacja naturalna chłodziwa w kanale paliwowym. W pracy przedyskutowano wyniki obliczeń numerycznych pola temperatury i prędkości chłodziwa wewnątrz prętów paliwowych reaktora „Maria” po wyłączeniu reaktora i powstaniu tam cyrkulacji naturalnej chłodziwa. Obliczenia wykonano za pomocą pakietu CFD Fluent.
EN
Decay heat generated in the nuclear fuel after reactor shutdown requires to continue cooling the fuel. Experience shows that cooling pumps of the reactor Maria can be disengaged at some time instant after reactor shutdown. Intensive enough cooling of the reactor fuel can be then guaranteed by natural water circulation. Results of simulations of the temperature and velocity fields of coolant within fuel elements of the reactor Maria after its shutdown when the natural circulation of coolant exists are discussed in the paper.
5
Content available remote Powyłączeniowe prądy konwekcyjne w prętach paliwowych reaktora MARIA
Składzień J., Fiz A.
Archiwum Energetyki
|
2008
|
T. 38, nr 2
193-200
PL
W pracy przedstawiono wyniki symulacji obliczeniowych pola temperatury i prędkości chłodziwa wewnątrz prętów paliwowych rektora MARIA po wyłączeniu reaktora. W wyniku istnienia mocy powyłączeniowej w reaktorze jądrowym wydziela się ciepła w ilości wymagającej początkowo pracy pomp chłodziwa, po pewnym czasie natomiast bezpieczne odprowadzanie ciepła powyłączeniowego zapewnia już konwekcja naturalna. Dla tego przypadku, za pomocą kodu FLUENT, wyznaczono rozkłady prędkości i temperatury wody chłodzącej wewnątrz pręta paliwowego o złożonej postaci, a następnie określono maksymalne temperatury wody i paliwa jądrowego, w zależności od aktualnej mocy cieplnej pręta.
EN
Results of numerical calculations of the reactor coolant temperature and velocity field inside MARIA reactor fuel rods after switching off the reactor are presented in the paper. After nuclear reactor shut-down, fission products decay and generate such amount of heat that for some period of time there is necessary to use coolant pumps. Next, after about half an hour, it is possible to use coolant natural convection for safe carrying away after shut-down heat. For this case, coolant velocity and temperature distributions inside the fuel rod of complex form are determined and analyzed as well as the maximal values of water and nuclear fuel temperatures for various values of actual fuel rod heat power. FLUENT computer code is used for this purpose.
6
Content available remote Sprawozdanie z eksploatacji reaktora badawczego MARIA w 2001 roku
Gołąb A.
Postępy Techniki Jądrowej
|
2002
|
Vol. 45, z. 1
23-26
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.