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

Znaleziono wyników: 3

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Zamknięte źródła promieniotwórcze stosowane w badaniach nieniszczących (NDT) produkcji Ośrodka Radioizotopów POLATOM Narodowego Centrum Badań Jądrowych
Zając Bogdan, Olszewski Grzegorz, Kowal Marcin, Konior Marcin
Energetyka
|
2022
|
nr 7
357--361
PL
W artykule przedstawiono ogólny zakres produkcji Ośrodka Radioizotopów POLATOM Narodowego Centrum Badań Jądrowych, ze szczególnym podkreśleniem produkcji zamkniętych źródeł izotopowych. Omówiono rodzaje kapsuł, sposób ich wytwarzania i napełniania. Omówiono również niektóre problemy pojawiające się podczas produkcji jak i eksploatacji zamkniętych źródeł promieniowania.
EN
The paper presents the general production scope of the POLATOM NCBJ Radioisotope Center, with particular emphasis on the production of sealed isotope ources. The types of capsules, the method of their production and filling are discussed. Some problems that arise during the production and operation of sealed sources are also discussed.
2
Content available Określenie stopnia wyczerpania struktury i własności mechanicznych wybranych elementów głównych rurociągów parowych bloków energetycznych
Mężyk Dariusz, Zając Bogdan, Olszewski Grzegorz, Kowal Marcin
Badania Nieniszczące i Diagnostyka
|
2022
|
1-4
44--49
EN
The article discusses the main factors influencing the failure frequency of pipeline systems of power units in domestic power plants and combined heat and power plants. Due to the operating conditions and the associated loads, the most important are the fresh steam pipelines, and mainly their shaped elements (elbows, tees, cross-pieces, steam mixers, main valves). The basic methods of assessing the technical condition of the main elements of pipelines using both non-destructive and destructive testing methods were listed. The article focuses on the results of the assessment of the φ= 508 x 20 bend (straight) section made of 10H2M steel taken from a reheated steam pipeline with a total operating time of approximately T = 280,000 hours.
PL
W artykule omówiono główne czynniki wpływające na awaryjność układów rurociągów bloków energetycznych krajowych elektrowni i elektrociepłowni. Ze względu na warunki pracy i związane z nimi obciążenia najistotniejsze znaczenie mają rurociągi pary, a głównie ich elementy kształtowe (kolana, trójniki, czwórniki, mieszacze pary, zasuwy główne). Wymieniono podstawowe metody oceny stanu technicznego głównych elementów rurociągów zarówno metodami badań nieniszczących jak i niszczących. W artykule skoncentrowano się na wynikach oceny odcinka kolana (prostki) φ =508 x 20 ze stali 10H2M pobranego z rurociągu pary wtórnie przegrzanej o sumarycznym czasie pracy około T = 280 000 godzin.
3
Content available Ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora Maria
Zając Bogdan, Olszewski Grzegorz, Piotrowska Natalia
Badania Nieniszczące i Diagnostyka
|
2019
|
nr 3
42--45
PL
Przedmiotem pracy była ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora MARIA NCBJ po ich długotrwałej eksploatacji w reaktorze. Nominalna szerokość szczeliny dylatacyjnej bloku grafitowego przed eksploatacją w reaktorze wynosiła ok. 30 mm. W czasie długotrwałej pracy reaktora, w wyniku interakcji pomiędzy szybkimi neutronami a grafitem następuje powolne pęcznienie grafitu powodujące porowatość i pogorszenie jego własności fizycznych. Efektem pęcznienia grafitu pod wpływem oddziaływania z neutronami następuje zmniejszenie się szczeliny dylatacyjnej. Badania szerokości szczeliny dylatacyjnej przeprowadzono metodą radiograficzną. Ze względu na trudności z zastosowaniem radiografii klasycznej (bloki grafitowe były napromieniowane) do badań wykorzystano płyty obrazowe i aparaturę do badań radiografią cyfrową. Badania bloków były przeprowadzone w tzw. Komorach Gorących nad reaktorem MARIA.
EN
The paper focuses on the assessment of the width of the expansion provision within the graphite blocks placed in MARIA nuclear reactor of the National Centre for Nuclear Research in Świerk, after their long-lasting operation in the reactor. The nominal width of the expansion provision before placing in the reactor was approximately 30mm. As a result of an interaction between the fast neutrons and the graphite within the reactor, there occurs an incremental swelling of the graphite, causing its porosity and deterioration of its physical properties. This results in narrowing of the expansion provision. Tests aimed at assessing the expansion provision were conducted with the use of radiographic testing. Due to the difficulties arising from applying classical radiographic testing (irradtiation of the graphite blocks),digital radiography instruments were employed and the testing was only possible in so called Hot Cells placed above the reactor.
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.