Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Decontamination of contaminated scrap metal by melting arisen from the decommissioning of nuclear power plant shut down after an accident

Slimak A., Necas V.

Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska

|

2014

|

nr 4

16--20

EN

The paper briefly describes the decontamination of radioactive scrap metal by melting as prospective technology to reduce the amount of metallic radioactive waste. Decontamination by melting presents a particular advantage of homogenising a number of radionuclides in the ingots and concentrating other radionuclides in the slag and dust filter resulting from the melting process, thus decontaminating the primary material. Presented paper also deals with the evaluation of an exposure of the workers during melting of radioactive scrap metal as well as impact of melting on the environment. According to obtained results, the effective doses absorbed by workers during the melting meets legislatively given limit 20 mSv annually.

PL

W artykule krótko opisano dekontaminację radioaktywnego złomu poprzez przetapianie, jako potencjalną technologię do zmniejszenia ilości metalowych odpadów radioaktywnych. Szczególną zaletą dekontaminacji poprzez przetapianie jest homogenizacja szeregu radionuklidów we wlewkach i zatężenie innych radionuklidów w żużlu i na filtrze pyłu powstających podczas procesu przetapiania, a tym samym dekontaminacji materiału podstawowego. Prezentowana praca dotyczy również oceny ekspozycji pracowników podczas przetapiania radioaktywnego złomu, jak również wpływu przetapiania na środowisko. Według uzyskanych wyników, skuteczne dawki pochłaniane przez pracowników podczas przetapiania spełniają ustawowy limit 20 mSv rocznie.

2

Calculation of external exposure during dismantling and segmentation of steam generator

Hornacek M., Necas V.

Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska

|

2014

|

nr 4

3--10

EN

The prediction of radiation doses obtained during dismantling of steam generator represents one of the most crucial issues within the process of decommissioning of nuclear installations. Given the fact that in Slovakia the nuclear power plant VI in Jaslovské Bohunice is currently being decommissioned, represents the analysis of the segmentation of steam generator an actual issue. In this paper, the proposed dismantling methodology together with the results of calculations is given. Also the complex analysis of the influence of different distance of workers carrying out the dismantling as well as the influence of the time on the total collective effective dose is carried out. The results of this analysis show that the obtained doses are below the legislative limits and thus the main consequences can be applied in the process of VI nuclear power plant decommissioning.

PL

Przewidywanie dawek promieniowania na które narażona jest obsługa w trakcie demontażu generatora pary reprezentuje jedną z najbardziej kluczowych problemów w ramach procesu likwidacji obiektów jądrowych. Mając na względzie fakt, że na Słowacji elektrownia jądrowa VI w Jaslovské Bohunice jest obecnie wycofywana z ruchu, analiza segmentacji generatora pary stanowi aktualny problem. W pracy zaproponowano metodologię demontażu i podano rezultaty obliczeń. Także złożona analiza wpływu różnych odległości pracowników przeprowadzających demontaż jak również wpływ czasu na całkowitą efektywną zespołową dawkę promieniowania jest przeprowadzony. Wyniki tej analizy pokazują że przyjęte dawki są poniżej limitów wyznaczonych normami i zatem główne konsekwencje mogą być stosowane w procesie demontażu jądrowej elektrowni VI.

3

Optimization of fuel assembly with gadolinium for LWRS

Cudrnak P., Necas V.

Journal of Power Technologies

|

2011

|

Vol. 91, nr 4

186-190

EN

At present, the fuel assemblies of Light Water Reactors require mainly cost-effective production of electricity. The objective of in-core fuel management is to achieve the objective of minimizing fuel cycle cost by using advanced models of core loading strategies. Current development is focused mainly on optimizing the design of gadolinium fuel, thereby to reduce the average enrichment of fuel assemblies and the binding of the excess reactivity at the beginning of the fuel cycle. This paper deals with different ways of optimizing fuel assemblies containing a burnable absorber for PWR and VVER reactors. These calculations were made in SCLAE 6 code, TRION module.