Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Możliwości wykorzystania programu MineScape do analizy modelu rozcięcia złoża rudnego

Skrzypkowski K., Korzeniowski W., Gądek A., Misiak R.

Zeszyty Naukowe Instytutu Gospodarki Surowcami Mineralnymi i Energią PAN

|

2018

|

nr 103

91--102

PL

Współczesna podziemna eksploatacja złóż surowców mineralnych coraz częściej związana jest z pakietami oprogramowania geologiczno-górniczego, które wspierają prace projektantów od momentu poszukiwania złoża, określenia wielkości jego zasobów, jakości kopaliny, warunków geologicznych, hydrogeologicznych, tektonicznych poprzez planowanie udostępnienia i rozcięcia złoża. Planowanie produkcji jest jedną z najważniejszych czynności wykonywanych w trakcie prowadzenia projektu górniczego, ponieważ pozwala na założenie konkretnych wyników produkcyjnych kopalni w odniesieniu do jednostki czasu, a następnie umożliwia weryfikację stopnia realizacji zamierzonego planu. Obecnie komputerowe wspomaganie projektowania znajduje zastosowanie do codziennego lub długoterminowego planowania wydobycia z uwzględnieniem ograniczeń złożowych, jakościowych, ilościowych i kosztowych. W artykule przedstawiono wybrane formy złóż rudnych. Na podstawie kilkudziesięciu otworów wiertniczych o długości do 300 m przedstawiono przykładowy fragment modelu rozcięcia złoża rudnego z zastosowaniem komputerowego wspomagania projektowania robót górniczych. Poprzez zastosowanie nowoczesnego programu komputerowego – ABB MineScape o budowie modułowej określono możliwości usprawnienia procesu zagospodarowania przyszłych rejonów eksploatacji. W szczególności przedstawiono rozmieszczenie otworów wiertniczych, na podstawie których wykonano przekroje z przedstawieniem przykładowych miąższości warstw litostratygraficznych, uwzględniając również deformacje nieciągłe w formie uskoków oraz strefy okruszcowane. Dla modelu blokowego zostały obliczone zasoby z priorytetem dla metalu nr 1 oraz 2. W ostatniej części artykułu zaproponowano sposób rozcięcia płytko zalegającego złoża rudnego. Stopień wykorzystania złoża określono dla komorowo-filarowego systemu eksploatacji.

EN

The contemporary underground mining of raw minerals is more and more associated with geological and mining software packages which support the work of designers from the moment of the exploration of a deposit, determination of its size and quality, geological, hydrogeological and tectonic conditions, by planning the development and cutting of the deposit. Production planning is one of the most important activities carried out in the course of a mining project, because it allows to set specific production results of a mine in relation to a time unit, and then allows for a verification of the degree of completion of the assumed plan. At present, computer-aided design is applicable to daily or long-term output planning taking deposit, qualitative, quantitative and cost constraints into account. In the article, selected forms of ore deposits were presented. On the basis of several dozen boreholes up to 300m in length, an exemplary fragment of the ore cutting model using computer-aided design of mining works was presented. By using modern computer software - ABB MineScape with modular construction, the possibilities of improving the process of development of future exploitation areas have been determined. In particular, the arrangement of boreholes, based on which ones the cross sections were made with, present the exemplary lithostratigraphic thickness of layers, including the location of discontinuous deformations in the form of faults, and an ore bearing zone. For the block model, resources with priority for metal No. 1 and 2 were calculated. In the last section of the article, the cutting idea for a shallow ore deposit has been presented. The degree of effective use of the deposit has been analysed for the room and pillar mining method.

2

Self-absorption correction and efficiency calibration for radioactivity measurement of environmental samples by gamma-ray spectrometry

Misiak R., Hajduk R., Stobiński M., Bartyzel M., Szarłowicz K., Kubica B.

Nukleonika

|

2011

|

Vol. 56, No. 1

23-28

EN

In this work empirical functions which relate the full-energy peak efficiency with sample height, energy, matrix composition and bulk density for voluminal samples in a cylindrical counting geometry were found. Accurate determination of the radioactivity of gamma-emitting radionuclides in environmental samples requires taking into account self-absorption. For the obtained self-absorption correction factor, a direct transmission method was chosen. Finally, this paper proposes a simple correlation between the self-absorption correction factor and the bulk density and height of the measured sample for a given energy.

3

Radionuclides 137Cs and 40K in the soils of the Tatra National Park (TPN, Poland)

Kubica B., Skiba S., Drewnik M., Stobiński M., Kubica M., Gołaś J., Misiak R.

Nukleonika

|

2010

|

Vol. 55, No. 3

377-386

EN

The paper presents the results of radioactivity determination of artificial 137Cs and natural 40K in soil samples taken from the Tatra Mountains in Poland (Tatra National Park – TPN). Soil samples were collected as the cores of 10 cm in diameter and 10 cm in depth. These cores were divided into 3 slices. It has been found that the content of 137Cs was the highest at the sites of the altitude over 1300 m a.s.l. The values of 137Cs concentration in the soils examined varied – from 55.8 Bqźkg–1 (dry mass) (417.8 Bqźm–2) for the Tomanowa Pass (1685 m a.s.l.) to 5111 Bqźkg–1 (dry mass) (8400 Bqźm–2) for the Krzyzne Pass (2112 m a.s.l.). In most cases, the values were lower than the average radiocaesium concentration established for Poland.

4

Thermochromatographic separation of 206,208Po from a bismuth target bombarded with protons

Wąs B., Misiak R., Bartyzel M., Petelenz B.

Nukleonika

|

2006

|

Vol. 51,suppl.2

3-5

EN

The artificially produced isotopes of polonium are valuable tracers for radiochemical procedures for the determination of natural 210Po. In this work, the isotopes of polonium (206Po to 208Po) were produced by activation of metallic bismuth targets with 40 MeV protons. The thick target yield of 206Po was 16 MBq/ěAh. Polonium was separated from bismuth by a thermochromatographic method under reduced pressure in static conditions. The bismuth target can be considered as the multiple-use material.

5

High pure, carrier free 85Sr and 83Rb tracers obtained with AIC-144 cyclotron

Misiak R., Gaca P., Bartyzel M., Mietelski J.

Nukleonika

|

2003

|

Vol. 48, nr 3

151--153

EN

The method of obtaining carrier free tracers, 85Sr and 83Rb from proton-irradiated natRbCl target is described. The separation of the radionuclides was done using Sr-Resin, the resin based on a crown ether. Current and some other possible applications of the tracers are discussed.

6

Possibilities for production of medical radiotracers on the AIC-144 cyclotron in the Cracow Institute of Nuclear Physics

Petelenz B, Ochab E., Misiak R., Bakewicz E.

Nukleonika

|

1998

|

Vol. 43, nr 4

429-434

EN

Applications of the Cracow U-120 cyclotron, which operated in the years 1958-1995, involved obtaining carrier-free radionuclides, e.g. (sup 67)Ga, (sup 88)Y, (sup 111)In, (sup 123)I, (sup 139)Ce, (sup 169)Yb and (sup 211)At from Zn, SrCl2, Ag or CdO, TeO2, La2O3, Tm2O3 and Bi2O3 targets, respectively. Wet and dry methods of separating these radionuclides from irradiated targets were elaborated by our Radiochemistry Groups. The newly-installed AIC-144 cyclotron will offer beam energies and intensities higher than the old one, but production of radionuclides will be restricted to the internal beam. Users’ requirements for the internal target assembly were summarized in 1996 and by the end of 1997 a design has been outlined and main mechanical parts of the assembly were purchased. The assembly will be suitable for irradiating metallic targets deposited electrochemically on a water-cooled support. The pilot experiments will start with obtaining (sup 67)Ga. Later on, other radionuclides for SPECT or positron studies in medicine and physics will be obtained.

PL

Działający w Krakowie, w latach 1958-1995, cyklotron U-120 był używany m.in. do wytwarzania niewielkich ilości radionuklidów. Otrzymywano np. (sup 67)Ga, (sup 88)Y, (sup 111)In, (sup 123)I, (sup 139) Ce, (sup 169)Yb i (sup 211)At z tarcz, odpowiednio: Zn, SrCI2, Ag lub CdO, TeO2, La2O3, Tm2O3 i Bi2O3 W Zakładzie Fizykochemii Jądrowej Instytutu opracowano szereg suchych i mokrych metod wydzielania beznośnikowych ilości tych nuklidów z tarcz bombardowanych deuteronami lub cząstkami alta. Nowy cyklotron, AIC-144, pozwoli przyspieszać także protony, a przy tym uzyskiwać wyższe prądy wiązki i wyższe energie cząstek. Z przyczyn technicznych otrzymywanie radionuklidów będzie musiało odbywać się za pomocą wiązki wewnętrznej. Założenia użytkowe do projektu stanowiska do aktywacji tarcz wiązką wewnętrzną opracowano w roku 1996. Do końca roku 1997 przygotowano projekt wstępny oraz zakupiono najważniejsze elementy konstrukcyjne i kontrolne stanowiska. Projektowane stanowisko umożliwi aktywacje tarcz metalicznych. Pierwszym wytwarzanym nuklidem będzie (sup 67)Ga, a następnie zostana podjete próby otrzymywania innych radionuklidów stosowanych jako znaczniki w medycynie lub badaniach fizycznych.

7

Ether extraction of carrier-free (sup 139)Ce as a method of separation of cerium from lanthanum target

Ochab E., Misiak R.

Nukleonika

|

1998

|

Vol. 43, nr 4

499-504

EN

The radionuclide (sup 139)Ce is widely used as a component of calibration multisources. In our laboratory preparation of high purity carrier-free (sup 139)Ce was worked out. The thick target yield of (sup 139)Ceproduced by bombardment of (sup 139)La with 13 MeV deuterons was found to be 159 kBq/µAh. The product (sup 139)Ce was separated from macroquantities of lanthanum by extraction with diethyl ether (DEE) in the system DEE-HNO3. The optimum conditions of (sup 139)Ce isolation were determined.

PL

Sprawdzono metodę otrzymywania i wydzielania (sup 139)Ce z tarcz lantanowych. Określono, że przy bombardowaniu tarczy La2O3 (160 mg/cm2) deuteronami o energii 13 MeV, wydajność aktywacji wynosi 159 kBq/µAh. (sup 139)Ce separowano metodą ekstrakcyjną. stosując jako rozpuszczalnik eter dwuetylowy. Oznaczono wydajność procesu ekstrakcji i czystość radionuklidową preparatu. Wyniki zinterpretowano pod kątem przydatności do otrzymywania (sup 139)Ce stosowanego jako składnik źródeł kalibracyjnych.