Warszawa, 30 października 2013 r - sior.pl · Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów...

MĄDRALIN-2015

Wspólna konferencja naukowo-techniczna

Polskiego Towarzystwa Nukleonicznego (PTN)

i

Francuskiego Stowarzyszenia Energii Jądrowej (SFEN)

24 – 25 listopada 2015 r.

Warszawa, Ministerstwo Gospodarki, sala „Pod Kopułą”

Warszawa, 17 listopada 2015 r.

KONFERENCJA MĄDRALIN-2015 24-25 LISTOPAD 2015

2/62

Komitet Programowy konferencji:

prof. Jan Składzień (PTN) - przewodniczący, prof. Andrzej G. Chmielewski (IChTJ/PTN), prof. Stefan Chwaszczewski (NCBJ/PTN), dr Piotr Czerski (PGE EJ1/PTN), prof. Mariusz P. Dąbrowski (Uniwersytet Szczeciński, NCBJ), prof. Kazimierz Duzinkiewicz (Politechnika Gdańska), Jacek Pękacik (Ministerstwo Gospodarki), prof. Konrad Świrski (Politechnika Warszawska), prof. Stefan Taczanowski (AGH), prof. Grażyna Zakrzewska (IChTJ/PTN), dr Zbigniew Zimek (IChTJ/PTN)

Komitet Organizacyjny konferencji:

dr Andrzej Mikulski (PTN) - przewodniczący, dr inż. Wojciech Głuszewski (IChTJ/PTN), dr inż. Bożena Sartowska (IChTJ/PTN), dr Nikolaj Uzunow (Politechnika Warszawska/PTN), mgr Dorota Gajda (IChTJ/PTN - Forum Młodych), Tomasz Gołębiewski (PGE EJ1)

Uwaga: Streszczenia zostały opublikowane w formie dostarczone przez autorów i za ich treść Komitety Programowy i Organizacyjny nie ponoszą odpowiedzialności.

Polskie Towarzystwo Nukleoniczne

ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa tel.: 22 504 1384, 22 504 1288 lub 22 504 1112, fax.: 22 504 1313, www.ptn.nuclear.pl e-mail: [email protected], [email protected]

http://www.ptn.nuclear.pl/

mailto:[email protected]



3/62

Patronat honorowy

Komitet Problemów Energetyki przy Prezydium PAN

Narodowe Centrum Badań Jądrowych Instytut Chemii i Techniki Jądrowej Partner:

Sponsorzy:

Patronat medialny:


4/62

Słowo wstępne

Polskie Towarzystwo Nukleoniczne organizuje kolejną konferencje z cyklu Mądralin. Nawiązuje ona do trzech poprzednich spotkań z tego cyklu, każde pod innym hasłem. Były to: POLSKA NAUKA I TECHNIKA DLA ENERGETYKI JĄDROWEJ JUTRA

w dniach 13-14 kwietnia 2000 roku w Mądralinie k/Warszawy POLSKA NAUKA I TECHNIKA DLA ELEKTROWNI JĄDROWEJ W POLSCE

w dniach 13-14 stycznia 2011 roku w Mądralinie k/Warszawy NAUKA I TECHNIKA WOBEC WYZWANIA BUDOWY ELEKTROWNI JĄDROWEJ

w dniach 13-15 lutego 2013 roku w Warszawie (ITC, Politechnika Warszawska).

W czasie ostatniej konferencji na Politechnice Warszawskiej dyskutowano na temat zaangażowania środowiska naukowego obejmującego uczelnie wyższe i instytuty badawcze oraz różne przedsiębiorstwa, w prace związane z realizacją zadań wynikających z praktycznego wdrażania w kraju programu polskiej energetyki jądrowej.

Tym razem hasłem konferencji są WYBRANE ASPEKTY BEZPIECZEŃSTWA ELEKTROWNI JĄDROWEJ W POLSCE w zakresie projektowania, wydawania zezwoleń, budowy i wreszcie eksploatacji elektrowni jądrowej tak jak są one postrzegane w 2015 r. Zwracamy zatem uwagę na problem wykorzystania możliwości polskiej kadry naukowej w ocenie oferowanych technologii reaktorowych, wspieraniu polskich przedsiębiorstw uczestniczących aktualnie w budowie elektrowni zagranicą, a w dalszej kolejności w przygotowaniu kadr do bezpiecznej i efektywnej ekonomicznie eksploatacji elektrowni jądrowych.

Konferencja organizowana jest wspólnie z Francuskim Stowarzyszeniem Energii Jądrowej (SFEN), które przedstawia aktualną sytuację energetyki jądrowej we Francji z pozycji organizacji pozarządowej.

Spotkanie odbywa się w roku jubileuszu 60-lecia polskiej atomistyki i 25-lecia powstania Polskiego Towarzystwa Nukleonicznego. Zaprosiliśmy wszystkich chętnych do zaprezentowania wyników swoich prac i badań naukowych w postaci wystąpień na sesji „Nauka dla elektrowni jądrowej w Polsce” lub w sesji plakatowej oraz do udziału w trzech dyskusjach panelowych. Konferencja rozpoczyna się sesją plenarną z wystąpieniami głównych graczy instytucjonalnych w programie energetyki jądrowej w kraju.

Konferencja odbywa się w kilka dni po powołaniu nowego rządu w Polsce, od którego oczekujemy jasnych deklaracji o przyszłości energetyki jądrowej. Przygotowane zostaną wnioski z konferencji, które powinny stanowić istotny głos w dyskusji o polskim bezpieczeństwie energetycznym

Serdecznie dziękujemy wszystkim instytucjom i organizacjom, które pomogły w przygotowaniu konferencji.


5/62

O konferencji

Celem konferencji jest przedstawienie wybranych aspektów bezpiecznego projektowania, budowy i eksploatacji elektrowni jądrowej w Polsce, tak jak są one postrzegane w 2015 r. Poczynione już przygotowania do rozpoczęcia budowy elektrowni jądrowej obejmują przyjęte przez Sejm w 2011 r. dwie ustawy:

(i) nowelizację Prawa Atomowego (wraz z odpowiednimi rozporządzeniami wykonawczymi) w zakresie dotyczącym budowy elektrowni jądrowej),

(ii) przygotowanie i realizację inwestycji w zakresie obiektów energetyki jądrowej oraz inwestycji towarzyszących

oraz powołanie spółki PGE EJ1. Działania te znalazły odzwierciedlenie w przyjętym przez Rząd w styczniu 2014 r. programie energetyki jądrowej w Polsce. Obecnie realizowane prace obejmują badania środowiskowe, organizację działania inżyniera kontraktu, przygotowania do ogłoszenia przetargu na dostawę technologii i szeroko pojętego szkolenia specjalistów zdolnych do prowadzenia oceny proponowanej technologii zarówno przez inwestora elektrowni, jak i przez dozór jądrowy. Taka ocena powinna być dokonana przez specjalistów krajowych w tworzonych organizacjach wsparcia technicznego (TSO) z wykorzystaniem współpracy międzynarodowej i doświadczeń krajów, w których technologie przewidziane do zastosowania w Polsce zostały już wdrożone. Zdobywanie doświadczeń powinno odbywać się poprzez długoterminowe staże u potencjalnych dostawców zagranicznych, a także poprzez prowadzenie prac badawczo-rozwojowych w kraju. Dobrym przykładem może być zrealizowany w latach 2011-2014 strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju (NCBR) pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej”.

Zgłoszone referaty i postery nie ograniczają się do przedstawienia prac zrealizowanych w ramach wspomnianego projektu, ale szerzej prezentują potencjał badawczy wyższych uczelni i instytutów badawczych w kraju. Przedstawiają również wiele szczegółowych projektów realizowanych w ramach współpracy międzynarodowej. Projekty te, chociaż wąsko specjalistyczne, wspomagają rozwój wiedzy ogólnej w zakresie wybranych zagadnień bezpieczeństwa przy wdrażaniu energetyki jądrowej na świecie.

Osobnym zagadnieniem prezentowanym na konferencji będzie uaktualniona informacja o krajowych przedsiębiorstwach już uczestniczących w budowie elektrowni jądrowych zagranicą oraz takich, które wyrażają zainteresowanie włączenia się w proces budowy elektrowni jądrowej w kraju.

Organizacja konferencji wspólnie z Francuskim Stowarzyszeniem Energetyki Jądrowej (SFEN) pozwoli na przedstawienie informacji, jak wymienione powyżej zagadnienia realizowane są we Francji oraz w krajach do których technologia francuska jest lub ma być dostarczana.

Przedstawione prace powinny stanowić materiał do sformułowania propozycji dalszych prac badawczo-rozwojowych w ramach realizacji programu energetyki jądrowej w Polsce, o czym przekonani są organizatorzy konferencji.


6/62

SPIS TREŚCI

Zawiera w porządku alfabetycznym wszystkie referaty z podziałem na wygłaszane w sesjach plenarnych (pogrubiono występujących autorów) i prezentowane w sesji posterowej

PREZENTOWANE REFERATY

Monika Adamczyk Bezpieczeństwo komputerowe w obiektach nuklearnych

11

Christophe Béhar Program CEA współpracy z instytucjami w Polsce ---

Stefan Chwaszczewski, Agnieszka Boettcher, Mirosław Syta

Charakterystyki procesu recyklingu wypalonego paliwa jądrowego w reaktorach na neutronach prędkich

14

Jacek Cichosz Stan przygotowania i realizacji projektu budowy pierwszej polskiej elektrowni jądrowej

---

Konrad Czerski, A. Huke, G. Ruprecht, D. Weißbach, S. Gottlieb, A. Hussein

Dual Fluid Reactor – nowa koncepcja wysokowydajnego szybkiego reaktora jądrowego

15

Piotr Darnowski, Piotr Mazgaj, Eleonora Skrzypek, Michał Gatkowski, Konrad Świrski

Analizy ciężkich awarii reaktorów jądrowych w projekcie SARWUT

16

Michel Debes Aspekty bezpieczeństwa w trakcie budowy i działania nowych reaktorów EPR we Francji i Finlandii – korzyści płynące z uzyskanych doświadczeń

---

Krzysztof Derewnicki Nuclear new build - planning for decommissioning 17

Alicja Drelinkiewicz, Erwin Lalik, Robert Kosydar, Wojciech Rojek, Tomasz Szumełda, Michał Kołodziej, Elżbieta Bielańska

Pasywne autokatalityczne rekombinatory wodoru:

idea, wady, zalety

18

Valerie Faudon Energetyka jądrowa dla zmian klimatu: kontrola emisji dwutlenku węgla

---

Krzysztof W. Fornalski, Ludwik Dobrzyński

Modelowanie wpływu promieniowania jonizującego na zdrowie

19

Katarzyna Iwińska, Agnieszka Miśkiewicz

Budowa platformy dla wzmocnienia badań społecznych związanych z energetyką jądrową w Europie środkowo-wschodniej

25

Maciej Jurkowski Rola Państwowej Agencji Atomistyki w Programie Polskiej Energetyki Jądrowej

26

Paweł Krajewski, Marcin Kruszewski, Paweł Olko, Natalia Golnik

Review of major results of the “SPREY” network supporting prospective requirements of nuclear power development in Poland

36

Zbigniew Kubacki Realizacja Programu Polskiej Energetyki Jądrowej ---

Andrzej Kurkiewicz Projekty badawcze i programy rozwoju kadry naukowo-badawczej dla energetyki jądrowej w kraju

---


7/62

Piotr Mazgaj, Sebastian Gurgacz, Michał Pawluczyk, Piotr Darnowski, Kacper Samul, Maciej Skrzypek, Konrad Świrski

Analizy cieplno-przepływowe podczas awarii w reaktorach jądrowych w projekcie SARWUT. Wybrane zagadnienia z fizyki rdzenia reaktora jądrowego i analiz niepewności

41

Antoni Rożeń Wpływ geometrii pasywnego autokatalitycznego rekombinatora wodoru o budowie płytowej na szybkość usuwania wodoru

48

Ernest Staroń Wykorzystanie kodów obliczeniowych do analiz bezpieczeństwa obiektów jądrowych

52

Małgorzata Świderska Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej - strategiczny projekt badawczy

55

Stefan Taczanowski Synergia: energia jądrowa-węgiel dla bezpieczeństwa energetycznego Polski

57

Zbigniew Zimek, Roman Karol, Sebastian Długoń

Możliwości i ograniczenia urządzeń i strategii stosowanych przy usuwaniu wodoru uwalnianego w trakcie awarii reaktora

60

SESJA POSTEROWA

Krzysztof Andrzejewski, Adrian Bujas

Dyfuzyjny model do obliczeń neutronowo-fizycznych reaktora HTR-10

12

Jacek Boguski, Grażyna Przybytniak, Krzysztof Mirkowski, Wojciech Głuszewski

Ocena wpływu promieniowania gamma na degradację kabli elektrycznych zainstalowanych w elektrowniach jądrowych metodami termicznymi

13

Krzysztof W. Fornalski, Ludwik Dobrzyński

Pooled Bayesian meta-analysis of two Polish studies on radiation-induced cancers

20

Wojciech Głuszewski, Zbigniew Zimek Krzysztof Mirkowski

Radioliza tworzyw polimerowych w składowiskach odpadów promieniotwórczych

21

Małgorzata Hanuszkiewicz-Drapała, Julian Jędrzejewski

Analiza możliwości wykorzystania jądrowego reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego gazem do produkcji ciepła i elektryczności

22

Irena Herdzik-Koniecko, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz, Corneliu Cojocaru, Ewelina Chajduk

Experimental design and optimization of leaching process for recovery of valuable metals from low-grade uranium ore

23

Krzysztof Isajenko, Barbara Piotrowska, Olga Stawarz, Justyna Kozinoga, Aleksandra Szymańska, Kamila Żujewska

Monitoring powietrza w Polsce 24

Małgorzata Kardaś, Maria Suplińska, Krzysztof Ciupek, Paweł Krajewski

Ocena radiologiczna terenów pogórniczych 27

Katarzyna Kiegiel, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz, Katarzyna Wołoszczuk, Paweł Krajewski

Analiza krajowych i regionalnych struktur wspierających rozwój programów badań jądrowych poprzez zastosowanie zintegrowanego podejścia

27


8/62

Katarzyna Kiegiel , Dorota Gajda, Anna Abramowska, Agnieszka Miśkiewicz, Agata Oszczak, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz

Uran z łupków gazonośnych? 29

Katarzyna Kiegiel , Dorota Gajda, Irena Herdzik-Koniecko, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz

Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów przemysłowych różnego pochodzenia

30

Stanisław Kilim, Elżbieta Strugalska-Gola, Marcin Szuta, Marcin Bielewicz

Actinides incineration investigation on Np-237 example

30

Kamila Kołacińska, Anna Bojanowska-Czajka, Ewelina Chajduk, Zbigniew Samczyński, Jakub Dudek, Marek Trojanowicz

Zastosowanie systemów przepływowych do automatyzacji analizy próbek radioaktywnych - przykład optymalizacji procedury oznaczeń 90Sr

32

Łukasz Koszuk, Małgorzata Klisińska

The safety analysis of HTR-10 reactor with pebble bed core using KENO-VI/SCALE code

33

Maria Kowalska, Iwona Pacyniak, Krzysztof W. Fornalski

The use of dicentric assay for biodosimetry in a nuclear emergency response

34

Grażyna Krajewska Ocena narażenia zawodowego pracowników zakładów medycyny nuklearnej w Polsce

35

Erwin Lalik, Alicja Drelinkiewicz, Robert Kosydar, Tomasz Szumełda, Elzbieta Bielańska

Thermokinetic oscillation in recombination of hydrogen and oxygen on Pd-based catalysts

37

Erwin Lalik, Michał Kołodziej, Robert Kosydar, Tomasz Szumełda, Alicja Drelinkiewicz

Hydrogen and oxygen recombination reaction on SiO2 and MoO3 supported bimetallic Pd-Pt catalysts

38

Paweł Maciejewski Usuwanie radioaktywnych zanieczyszczeń z roztworów wodnych w procesie flotacji jonowej

39

Iwona Matujewicz Prognozowanie rozprzestrzeniania skażeń promieniotwórczych w sytuacji zdarzenia radiacyjnego przy pomocy systemu wspomagania decyzji RODOS

40

Agnieszka Miśkiewicz, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz

Membrany w oczyszczaniu ciekłych odpadów promieniotwórczych – ograniczenia w stosowaniu oraz metody badania niekorzystnych zjawisk

42

Jerzy Niagaj Materiały konstrukcyjne i wymagania dotyczące wykonania płaszcza stalowego obudowy bezpieczeństwa budynku reaktora jądrowego

43

Agata Oszczak, Leon Fuks, Irena Herdzik-Koniecko

Polisacharydy jako sorbenty w procesie zatężania ciekłych odpadów promieniotwórczych

44


9/62

Iwona Pacyniak, Maria Kowalska, Krzysztof W. Fornalski

Biological assessment of mixed doses of ionizing radiation using Bayesian statistical methods

45

Andrzej Reński, Kazimierz Duzinkiewicz

Analiza uwarunkowań odbioru ciepła z elektrowni jądrowej oraz przesyłania go na duże odległości

46

Otton Roubinek, Jacek Palige, Monika Szołucha, Paweł Kalbarczyk

Odzysk uranu z pokopalnianych hałd rud uranowych 47

Krzysztof Rzymkowski Ochrona fizyczna materiałów jądrowych 49

Tomasz Smoliński Synteza metodą zol-żel ceramicznych matryc (Ti) opartych na hollandycie, przeznaczonych do zestalania odpadów promieniotwórczych

50

Michał Spirzewski Influence of entrainment and deposition model on critical heat flux prediction by CATHARE-3 system code

51

Wojciech Starosta, Marek Barlak, Piotr Tomassi, Bożena Sartowska, Lech Waliś, Magdalena Miłkowska

Pokrycia ochronne koszulek cyrkonowych dla zwiększenia ich odporności na utlenianie w warunkach awarii typu LOCA

53

Marcin Szuta, Ludwik Dąbrowski

Hypothetical model of helium migration in the UO2 fuel during neutron irradiation.

54

Dorota Światla-Wójcik High Temperature Water Radiolysis from Perspective of Nuclear Power Applications

56

Patryk Wojtowicz, Andrzej Deptuła, Danuta Wawszczak, Wiesława Łada, Tomasz Smoliński, Tadeusz Olczak, Marcin Brykała, Marcin Rogowski, Magdalena Miłkowska, Andrzej G. Chmielewski

Synteza metodą zol-żel szkieł krzemionkowych stosowanych w zestalaniu odpadów promieniotwórczych

58

Katarzyna Wołoszczuk, Kamil Szewczak

Secondary Standard Dosimetry Laboratory w Centralnym Laboratorium Ochrony Radiologicznej

59


10/62

Bezpieczeństwo komputerowe w obiektach nuklearnych

Monika Adamczyk

Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej, Wiedeń

Celem bezpieczeństwa jądrowego jest całokształt zagadnień związanych z ochroną przed zagrożeniami spowodowanymi źródłami promieniowania jonizującego a specyficznie zapobieganie, wykrywanie i reagowanie na intencjonalne lub nieumyślne działania skierowane wobec obiektów nuklearnych, materiałów jądrowych i związanych z nimi czynnościami. W obiektach nuklearnych bezpieczeństwo jądrowe skupia się na fizycznej ochronie personelu i mienia obiektu od negatywnych skutków wydarzeń jądrowych w czasie całego okresu ich funkcjonowania, ochrony fizycznej paliwa jądrowego i materiałów radioaktywnych (także podczas ich transportu) oraz zapobieganiu wykorzystywania materiałów jądrowych i technologii do celów militarnych. Urządzenia używane w obiektach nuklearnych do wykonywania normalnych operacji reaktora oraz tych odpowiedzialnych za funkcje bezpieczeństwa jądrowego są obsługiwane przez systemy i sieci komputerowe. Wiele z tych systemów zostało zbudowanych wiele lat temu, przy pomocy niestandardowych systemów operacyjnych posiadających własną architekturę i konfigurację. Ich głównym celem było jak najbardziej efektywne funkcjonowanie instalacji nuklearnych a ich bezpieczeństwo miało być zapewnione przez fizyczną ochronę obiektu oraz odseparowanie tych systemów od sieci komputerowych. Ataki cybernetyczne, takie jak robak Stuxnet, który w 2009-2010 r był skierowany przeciwko sterownikom PLC w wirówkach gazowych używanych do wzbogacania uranu w Iranie lub atak hakerów w Południowej Korei na systemy komputerowe w Korea Hydro & Nuclear Power Co. w grudniu 2014 roku, pokazują, że obiekty nuklearne są też wrażliwe na ataki komputerowe. Bezpieczeństwo komputerowe, które dotyczy ochrony danych cyfrowych i systemów broniących i sieci przed wrogimi atakami, powinno być integralną częścią bezpieczeństwa nuklearnego. Plany bezpieczeństwa komputerowego w obiekcie nuklearnym muszą wziąć pod uwagę zarówno czysto cybernetyczne ataki, których bezpośrednim celem są systemy komputerowe i informacje przechowywane na nich jak i zarówno mieszane ataki, w których systemy komputerowe są środkami do realizacji ataków fizycznych na obiekty i paliwo nuklearne. Tworzenie i realizacja tych planów powinna oprzeć się na metodologii podobnej do tej, jaka jest używana w tworzeniu pozostałych elementów planów bezpieczeństwa obiektu nuklearnego (obrona w głąb – defence in depth, analiza zagrożeń – design basis threat, stopniowane podejście do bezpieczeństwa – graded approach to security). Prezentacja przedstawi główne elementy bezpieczeństwa komputerowego, zasady tworzenia planów zapobiegających zagrożeniom cybernetycznym w obiektach nuklearnych oraz podstawy regulacyjne, które muszą być przygotowane w kraju, który planuje stworzenie przemysłu energetyki jądrowej.


11/62

Dyfuzyjny model do obliczeń neutronowo-fizycznych reaktora HTR-10

Krzysztof Andrzejewski, Adrian Bujas

Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Świerk

W prezentacji przedstawiono wyniki prac nad dyfuzyjnym modelem do obliczeń neutronowo – fizycznych reaktora HTR-10. Jest to chiński eksperymentalny reaktor wysokotemperaturowy IV-tej generacji o małej mocy, z paliwem kulowym. Modele dyfuzyjne oparte są na dokładnych modelach transportowych, ale charakteryzują się znacznie krótszym czasem obliczeń, dzięki czemu można je stosować do obliczeń projektowych, w tym wypaleniowych. Głównym celem niniejszej pracy było opracowanie metody uzyskiwania efektywnych przekrojów czynnych do kodów dyfuzyjnych. Jedynym, dokładnym, kodem do takich obliczeń dostępnym w NCBJ, jest kod Monte Carlo SERPENT opracowany w Finlandii. Z uwagi na jego ograniczenia geometryczne należało opracować odpowiedni model tzw. komórki podstawowej, do czego użyto bardziej uniwersalny amerykański kod Monte Carlo MCNPX. Do badania dokładności obliczeń przeprowadzonych w NCBJ wykorzystano eksperyment krytycznym wykonany w Chinach, który stał się podstawą benchmarku IAEA. Uzyskano wynik odpowiadający wynikom uzyskanym w innych instytutach na świecie.


12/62

Ocena wpływu promieniowania gamma na degradację kabli elektrycznych

zainstalowanych w elektrowniach jądrowych metodami termicznymi

Jacek Boguski, Grażyna Przybytniak, Krzysztof Mirkowski,

Wojciech Głuszewski

Centrum Badań i Technologii Radiacyjnych, Instytut Chemii i Techniki Jądrowej Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Przewody i kable elektryczne są istotnym elementem wszystkich elektrowni jądrowych (EJ), gdyż stanowią integralną część ich systemów sterowania i bezpieczeństwa. W trakcie eksploatacji ulegają one starzeniu, szczególnie jeśli obwód elektryczny jest zlokalizowany w miejscach o dużym natężeniu czynników degradujących takich jak promieniowanie jonizujące, wysoka temperatura, ozon, wilgoć, itp. Zarówno najnowsze wymogi bezpieczeństwa, jak i względy ekonomiczne wykluczają ewentualność wymiany okablowania w trakcie eksploatacji EJ zwłaszcza, że całkowita długość zainstalowanych kabli szacowana jest na ok. 1000 km na jeden reaktor. W Polsce planowane wdrożenie energetyki jądrowej pociąga za sobą konieczność opracowania własnych metod w zakresie monitorowania stanu okablowania, prognozowania czasu jego bezpiecznej eksploatacji oraz przeprowadzania kwalifikacji. Konieczność badań wynika z następujących przesłanek:

Przewidywany czas eksploatacji EJ uległ wydłużeniu. Instalowane są nowe typy reaktorów. Produkowane są nowoczesne kable z innowacyjnych, dotychczas nie

stosowanych materiałów polimerowych. Dostępne są nowe metody instrumentalne, które mogą służyć diagnozowaniu

starzenia polimerów. Wśród różnorodnych technik oceny stopnia degradacji kabli istotne znacznie mają metody termiczne. Stosując termograwimetrię izotermiczną w atmosferze powietrza można dla niektórych kompozycji polimerowych monitorować stopień degradacji polimerów zmieniający się wraz ze wzrostem depozycji energii radiacyjnej. Obserwowane efekty ściśle zależą od zachodzącej w czasie starzenia degradacji oksydacyjnej. Metoda wykazuje wiele zalet: wymaga próbek o niewielkich rozmiarach, jest powszechnie dostępna, czuła, a uzyskane wyniki można skorelować ze spadkiem wydłużenia przy zerwaniu stanowiącego tradycyjnie stosowane kryterium oceny postępu starzenia.


13/62

Charakterystyki procesu recyklingu wypalonego paliwa jądrowego w reaktorach na neutronach

prędkich

Stefan Chwaszczewski 1, Agnieszka Boettcher 1, Mirosław Syta 2 1 Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Świerk, 2 TAURON, Polska Energia, Katowice

W opracowaniu na temat gospodarki wypalonym paliwem jądrowymi z reaktorów energetycznych została przedstawiona opcja jego recyklingu w reaktorach na neutronach prędkich PRISMii. W odróżnieniu od reaktorów na neutronach termicznych, w których okres cyklu paliwowego (czas, kiedy reaktor pracuje na jednym załadunku paliwa jądrowego) jest określony przez współczynnik mnożenia keff, w reaktorach na neutronach prędkich cykl paliwowy jest ograniczony zniszczeniami radiacyjnymi paliwa. Graniczną wartością fluencji neutronów w reaktorach na neutronach prędkich jest wartość ok. 7*1023n*cm-2. Dlatego, w rozpatrywanym reaktorze na neutronach prędkich PRISM ograniczono okres cyklu paliwowego do 12 miesięcy. W tej sytuacji, zmieniając w ładowanym do reaktora PRISM paliwie jądrowym stosunek masy transuranowców(TRU) do uranu(U) można osiągnąć szybki recykling wypalonego paliwa jądrowego poprzez szybkie wypalenie transuranowców lub zwiększenie ilości energii elektrycznej wytworzonej z wypalonego paliwa. W przedstawianej prezentacji zostanie przedstawiony proces recyklingu w reaktorach na neutronach prędkich wypalonego paliwa jądrowego wyładowanego z lekkowodnych reaktorów energetycznych. Przedstawione zostaną charakterystyki tego procesu przy zmianie stosunku masy TRU do U w paliwie reaktora na neutronach prędkich. Główny autor: prof. dr hab. Stefan Chwaszczewski, e-mail: [email protected] Referat wygłosi: Agnieszka Boettcher e-mail: [email protected]

i S. Chwaszczewski, Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym. Analiza opcji Programu Polskiej

Energetyki Jądrowej. Przedstawiona 23 lutego 2015 r. na seminarium w Państwowej Agencji Atomistyki, 30 kwietnia 2015 na Konwersatorium Narodowego Centrum Badań Jądrowych, oraz na Konferencji NCBJ Badania materiałowe na potrzeby elektrowni konwencjonalnych i jądrowych oraz przemysłu energetycznego, Zakopane 17 - 19 czerwca 2015 r. Publikacja dostępna na portalu Research gate pod nazwą Spent nuclear fuel management. Option analysis for Polish Nuclear Power Programme.

ii GE Hitachi Nuclear Energy Electro-Chem Brief


14/62

Dual Fluid Reactor – nowa koncepcja wysokowydajnego szybkiego reaktora jądrowego

Konrad Czerski1,2, A. Huke2, G. Ruprecht2, D. Weißbach1,2, S. Gottlieb2, A. Hussein3

1 Institute of Physics, University of Szczecin, ul. Wielkopolska 15, 70-451, Szczecin, Poland 2 Institut für Festkörper-Kernphysik gGmbH, Leistikowstr. 2, 14050 Berlin, Germany

3 Department of Physics, University of Northern British Columbia, 3333 University Way, Prince George, BC, Canada. V6P 3S6

Dual Fluid Reactor (DFR) to nowa koncepcja wysokotemperaturowego szybkiego reaktora jądrowego, którego główną cechą jest odseparowanie pętli ciekłego paliwa od płynnego chłodziwa. W odróżnieniu do innych koncepcji bazujących na płynnym paliwie jądrowym jak np. Molten-Salt Fast Reactor (MSFR) wykorzystanie dwóch niezależnych pętli daje możliwość optymalizacji parametrów zarówno dla paliwa jak i dla chłodziwa. Dzięki temu DFR cechuje się bardzo dużą gęstością energii i małymi rozmiarami rdzenia reaktora, co z kolei daje możliwość użycia droższych materiałów konstrukcyjnych, odpornych na korozję w wysokiej temperaturze.

W wersji podstawowej reaktora płynne paliwo, trójchlorek uranu, pompowane jest przez szereg połączonych ze sobą przewodów z SiC zanurzonych w cieczy chłodzącej – w płynnym ołowiu. Paliwo o temperaturze ok. 1000°C jest w trybie ciągłym oczyszczane z produktów rozszczepienia jądrowego przy użyciu specjalnego systemu pyrochemicznego, działającego na zasadzie destylacji i rektyfikacji, pozwalającego na wyodrębnienie poszczególnych pierwiastków chemicznych. Bardzo wysoki ujemny współczynnik temperaturowy powoduje, że DFR jest reaktorem samoregulującym i inherentnie bezpiecznym, a jego moc jest sterowana zewnętrznym poborem mocy przy bardzo małych zmianach temperatury pracy. Stąd nadaje się on do współpracy z niestabilnymi, odnawialnymi źródłami energii. Wysoki współczynnik konwersji umożliwia użycie jako paliwa zużytych prętów paliwowych z reaktorów drugiej i trzeciej generacji, co prowadzi do dużej redukcji odpadów promieniotwórczych.

DFR został zaprojektowany także z myślą o zwiększeniu efektywności ekonomicznej energetyki jądrowej. Efektywność ta wyrażona współczynnikiem EROI (energy return on invested) jest ponad dwudziestokrotnie wyższa niż dla elektrowni węglowych lub jądrowych drugiej generacji. Prowadzi to do produkcji o ok. czynnik 6 tańszej elektryczności, a z racji wysokiej temperatury pracy także taniego wodoru – upłynnienie bądź zgazyfikowanie węgla staje się ekonomicznie opłacalne.

W referacie przedstawiona zostanie również nowa wersja DFR, w którym rolę paliwa przejmuje metaliczny uran, co prowadzi do znacznego zwiększenia energii emitowanych neutronów i do dalszego uproszczenia konstrukcji. Konrad Czerski: [email protected]


15/62

Analizy ciężkich awarii reaktorów jądrowych w projekcie SARWUT

Piotr Darnowski, Piotr Mazgaj, Eleonora Skrzypek, Michał Gatkowski,

Konrad Świrski Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska

Prezentacja omawia prace dotyczące ciężkich awarii, jakie zostały wykonane w ramach zadania badawczego numer 9: „Opracowanie metod i wykonanie analiz bezpieczeństwa w reaktorach jądrowych przy zaburzeniach w odbiorze ciepła i warunkach ciężkich awarii” – Projekt SARWUT. W zakresie prac dotyczących ciężkich awarii głównym zadaniem było wykonanie modelu dużego energetycznego ciśnieniowego reaktora lekko-wodnego. Bazując na projekcie francuskiego reaktora EPR o mocy 4500 MWth rozwinięto złożony model z wykorzystaniem amerykańskiego kodu zintegrowanego MELCOR. Kod dedykowany jest do symulacji pełnego wachlarza zjawisk zachodzących podczas ciężkich awarii. Symuluje zarówno procesy cieplno-przepływowe, transport i retencję radionuklidów, formowanie i interakcje korium ze zbiornikiem reaktora oraz z płyta fundamentową oraz wiele innych. Przeprowadzono symulacje wybranych scenariuszy, które prowadzą potencjalnie do stopienia się rdzenia, m.in. duże rozerwanie obiegu pierwotnego z całkowitą utratą systemów zalewania rdzenia dla rozerwania zimnej gałęzi obiegu pierwotnego oraz dla rozerwania rurociągu stabilizatora ciśnienia (LB-LOCA i SL-LOCA), ponadto całkowita utrata zasilania (Total Loss of AC Power / Total Station Blackout), standardowa utrata zasilania - Station Blackout, utrata zasilania z utratą ostatecznego ujścia ciepła i inne. Symulacje przeprowadzono zarówno dla fazy wewnątrz-zbiornikowej awarii jak i fazy poza-zbiornikowej wraz z oszacowaniem członu źródłowego radionuklidów. We współpracy z koncernem Areva wybrane wyniki porównano z wynikami otrzymanymi komercyjnym kodem MAAP4 dla reaktora EPR i osiągnięto zadowalającą zgodność. Opublikowano artykuł, artykuł konferencyjny, poster konferencyjny. Czynnie brano udział w środowisku użytkowników kodu MELCOR uczestnicząc w 5 i 7 EMUG – European MELCOR User Group Meeting. Członkowie grupy zajmującej się ciężkimi awariami uczestniczyli w licznych szkleniach dotyczących ciężkich awarii. Podczas trwania projektu nawiązano bardzo owocną współpracę z Państwową Agencją Atomistyki.


16/62

Nuclear new build - planning for decommissioning

Krzysztof Derewnicki

Areva Risk Management Consulting Ltd, Warrington, UK

Experience from decommissioning projects in the UK and worldwide suggests that decommissioning of nuclear facilities could be made much easier if this aspect received greater attention at the design stage and during normal plant operation. Decommissioning of the future nuclear reactors in Poland and other countries will be the responsibility of the reactor owners/operating licence holders. However, national regulatory authorities demand that decommissioning is addressed at the design stage and that preliminary decommissioning plans are provided as an input to the licensing process. The detailed approach to decommissioning of the new reactors will most certainly change by the end of their operational life. However, it needs to be demonstrated that it will be feasible to decommission the power plant and the spent fuel and waste storage facilities using the current technologies. The design needs to include specific features and encourage operational philosophies which will enable safe decommissioning. Some examples of where the modern PWR reactor designs allow easier decommissioning are:

The design of large components allows them to be removable in one piece from areas of high of radiation (e.g. Steam Generators). This requires the use of handling processes and access that enable the removal in a single piece and its subsequent processing in a more suitable environment.

The Reactor Building pond allows the transfer under water of the reactor internals from the reactor vessel to a compartment where further dismantling of the internals will be conducted also under water.

The design minimises the use of embedded or underground piping. Compartments where there is potential for radioactive spills are provided with decontaminable liners to prevent liquid ingress.

Non-active and active components of reactor systems as well as system trains are separated by shield walls.

Work service platforms are installed at access levels and heavy components provided with adequate lifting attachments.

The control of worker exposure to radiation requires careful selection of materials which results in reductions in the use of cobalt, silver and antimony. Activated corrosion products in the primary coolant increase dose rates through activation of Co59 to Co60 in the StelliteTM content of hard facings, activation of Ni58 to Co58 in Inconel 690 alloys and some stainless steels. Co58 and Co60 typically account for over 80% of dose rates associated with the primary coolant. Further dose rate increases occur through activation of Ag109 to Ag110m in helicoflex seals, and activation of Sb123 to Sb24 in bearings. Records and samples of the original composition of steel and concrete materials used in the plant are retained. Knowledge of impurity levels in materials may be important for future decommissioning and can reduce the extent of material characterisation that will be needed. Of special importance are materials used for the construction of neutron shields. Depending on the levels of activation of the concrete, different methods can be used for the dismantling of the reactor pit, ranging from shallow remediation techniques (concrete shavers, media blasters) to more aggressive remediation techniques such as pneumatic jack hammers, hydraulic hammers or diamond wire cutting which is particularly effective when the concrete is very thick and when complete removal of the structure is planned. Preservation of records and information (baseline data, operational records etc), including the information relevant to decommissioning will be the responsibility of the Licensee. However it is recognised that information pertinent to decommissioning should be specifically identified at the generic design stage of the life-cycle, in order to capture the design features which underpin the baseline decommissioning plans. In order to maintain complete records plant operators need to give special attention to the collection and preservation of the information, in particular for contamination events that could have an impact on the demolition of concrete structures.


17/62

Pasywne autokatalityczne rekombinatory wodoru: idea, wady i zalety

Alicja Drelinkiewicz, Erwin Lalik, Robert Kosydar, Wojciech Rojek,

Tomasz Szumełda, Michał Kołodziej, Elżbieta Bielańska.

Instytut Katalizy i Fizykochemii Powierzchni im. Jerzego Habera, PAN, 30-239 Kraków, ul Niezapominajek 8

Silnie egzotermiczna reakcja rekombinacji wodoru i tlenu (H2 + 0.5 O2 = H2O + 240 kJ/mol H2O) stanowi problem z punktu widzenia bezpieczeństwa instalacji nuklearnych (zagrożenie eksplozją). Reakcja ta przebiega stale w wyniku permanentnego tworzenia wodoru w przestrzeni reaktora nuklearnego. Wodór tworzony jest w procesach radiolizy wody jak i w reakcji pary wodnej z kompozytem (ZrO2- Sn) stanowiącym osłonę rdzenia. W celu usuwania wodoru stosowane są reaktory PAR (passive autocatalytic recombiners) zawierające katalizatory aktywne w reakcji rekombinacji wodoru i tlenu. Reaktory te zawierają szereg równoległych płyt metalowych, na których osadzony jest katalizator: platyna na podłożu z tlenku glinu. Reaktory te są pasywne, katalizują reakcję rekombinacji bez udziału człowieka, przy konwekcyjnym przepływie reagentów. W sytuacji awaryjnej (reaktor TMI-2 USA, 1979; Fukushima 2011), gdy następuje gwałtowny wzrost stężenia wodoru, reakcja rekombinacji przebiega z bardzo dużą szybkością a duże ilości wydzielanego ciepła powodują ze reaktory te stają się źródłem wybuchu. Katalizator w reaktorze PAR powinien być aktywny już w temperaturze pokojowej jak i powinien być odporny na obecność wilgoci, ze względu na jej wysoki poziom w przestrzeni reaktora nuklearnego. Celem badań było poznanie czynników wpływających na aktywność i stabilność pracy katalizatorów Pt, Pd i Pd-Pt zawierających różne nośniki, Al2O3 i SiO2, MoO3, WO3 w reakcji rekombinacji wodoru i tlenu. Badania koncentrowały się na określeniu jak rodzaj nośnika i rodzaj metalu wpływają na aktywność/dezaktywację katalizatorów w reakcji rekombinacji wodoru i tlenu, kontrolowane zarówno w laboratoryjnym reaktorze przepływowym jak i metodą mikrokalorymetrii przepływowej, umożliwiającej monitorowanie ilości ciepła wydzielanego w procesie.

Obrazy mikroskopowe katalizatorów 2%Pd/Al2O3(lewy), 2%Pt/Al2O3 (środek) i 2%PdPt(2:1)/SiO2 (prawy)

Stwierdzono, że ilość wydzielanego ciepła w reakcji zależy od rodzaju metalu (Pd, Pt, Pd-Pt) jak i rodzaju nośnika. Najlepsze właściwości, pod kątem konwersji wodoru, wydzielonego ciepła oraz stabilności termicznej uzyskano dla układów bimetalicznych Pd-Pt (Pd>Pt) zawierających nośnik krzemionkowy. Silną dezaktywację katalizatorów platynowych na nośniku Al2O3 wiązano z silniejszym oddziaływaniem z cząsteczkami wody, zarówno wprowadzanej do mieszaniny reakcyjnej jak i tworzonej w reakcji.

Drelinkiewicz Alicja; [email protected]


18/62

Modelowanie wpływu promieniowania jonizującego na zdrowie

Krzysztof W. Fornalski 1, Ludwik Dobrzyński 2

1 PGE EJ1; 2 Narodowe Centrum Badań Jądrowych

Prowadzone na całym świecie badania epidemiologiczne poświęcone poszukiwaniu zależności dawka-efekt nie są w stanie - z przyczyn czysto statystycznych - dać wiarygodnych wyników w obszarze niskich dawek promieniowania jonizującego. W związku z tym należy poszukiwać innych, alternatywnych metod, dzięki którym możliwe będzie precyzyjne określenie zachowania się organizmów poddanych napromienieniu niewielkimi dawkami. Organizm człowieka, a nawet pojedyncza komórka, jest fizycznym układem złożonym. Oznacza to, iż jego odpowiedź na różnego rodzaju czynniki jest na tyle skomplikowana, że znalezienie precyzyjnej formuły opisującej zachowanie takiego układu jest nadzwyczaj trudne. Jednak istnieje szereg metod statystycznych, które można zastosować do analizy odpowiedzi takiego układu złożonego. W niniejszej prezentacji przedstawiony zostanie stochastyczny biofizyczny model odpowiedzi grupy komórek na promieniowanie metodą Monte Carlo oraz model deterministyczny odpowiedzi całego organizmu na niskie dawki. Przedyskutowana zostanie również koncepcja wpływu promieniowania na ewolucję populacji ludzkiej.


19/62

Pooled Bayesian meta-analysis of two Polish studies on radiation-induced cancers

Krzysztof W. Fornalski 1, Ludwik Dobrzyński 2

1 PGE EJ1; 2 Narodowe Centrum Badań Jądrowych

The robust Bayesian regression method was applied to perform meta-analysis of two independent studies on influence of low ionising radiation doses on the occurrence of fatal cancers. The re-analysed data come from occupational exposure analysis of nuclear workers in Świerk (Poland) and from ecological study of cancer risk from natural background radiation in Poland. Analysis of so different types of data were carried out within the framework of three simplest models: constant, linear and quadratic dose-response dependencies. The Bayesian model selection algorithm was used for evaluation of their relative plausibility. The Bayesian statistics clearly indicates that the linear no-threshold (LNT) assumption is not valid for presented cancer risks in the considered range of low doses of ionising radiation. The subject of LNT hypothesis use in radiation risk prediction and assessment is also discussed.


20/62

Radioliza tworzyw polimerowych w składowiskach odpadów promieniotwórczych

Wojciech Głuszewski, Zbigniew Zimek, Krzysztof Mirkowski

Centrum Badań i Technologii Radiacyjnych, Instytut Chemii i Techniki Jądrowej ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Sztuczne i naturalne tworzywa polimerowe trafiają do składowisk odpadów promieniotwórczych jako np. zużyte ubrania ochronne, materiały i sprzęt laboratoryjny, wyroby medyczne jednorazowego użytku, pojemniki, opakowania, dokumenty itd. Tworzywa polimerowe stosuje się również, jako dodatki uszlachetniające beton. Głównym gazowym produktem radiolizy węglowodorowych polimerów jest wodór. W miarę zapełniania składowiska zawartość H2 w powietrzu będzie więc wzrastać. Badania pod tym katem prowadziliśmy na zlecenie Los Alamos National Laboratory. Wyniki zostały wykorzystane przy planowaniu i budowie podziemnego składowiska odpadów promieniotwórczych w Carlsbadzie w Nowym Meksyku. Zastosowano chromatograf gazowy Shimadzu 2014, z kolumną pakowaną i detektorem cieplnoprzewodnościowym. W celu symulacji dużych dawek promieniowania (okres składowania do 10 000 lat) próbki materiałów organicznych napromieniowywano wiązką prostą i przemiataną akceleratorów o energii 10 MeV i mocy 10 kW. Wydajność wydzielania wodoru jest również cenną informacją z punktu widzenia radiacyjnej modyfikacji polimerów. W pewnym przybliżeniu opisuje ona liczbę powstających w wyniku działania promieniowania jonizującego makrorodników, które inicjują wtórne procesy sieciowania i degradacji polimerów. Jest to problem istotny np. z punktu widzenia eksploatacji kabli i przewodów elektrycznych w elektrowniach jądrowych. W komunikacie przedstawiono chemoradiacyjne wydajności wodoru niektórych polimerów i związków chemicznych, mogących potencjalnie znaleźć się w składowisku odpadów promieniotwórczych oraz stosowanych jako izolacje kabli elektrycznych.

Rodzaj polimeru/związku chemicznego /100 eV µmol/J

PP pierwotny 3,90 0,40

PP izotaktyczny 2,51 0,26

PP syndiotaktyczny 3,23 0,33

Parafilm 3,25 0,34

Borealis FA 3220 3,96 0,41

Borealis FT 5230 4,68 0,49

NBR N33 1,17 0,12

Therban A3407 1,33 0,14

Therban A4550 1,18 0,12

Alanina L 0,183 0,01897

Alanin LD 0,231 0,02384

Alanina β 1,835 0,19018

Wojciech Głuszewski, Zbigniew P, Zagórski, Zbigniew Zimek, Maria Rajkiewicz, Odporność radiacyjna tworzyw polimerowych, Tworzywa sztuczne w przemyśle, 2, 2014, 50-51

Wojciech Głuszewski, Zbigniew P, Zagórski, Grażyna Przybytniak, Zbigniew Zimek, Modyfikacja radiacyjna polimerów, Tworzywa sztuczne w przemyśle, 4, 2014, 38-40


21/62

Analiza możliwości wykorzystania jądrowego reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego

gazem do produkcji ciepła i elektryczności

Małgorzata Hanuszkiewicz-Drapała, Julian Jędrzejewski Politechnika Śląska, Instytut Techniki Cieplnej, Gliwice, Polska

Praca poświęcona jest układom energetycznym służącym do produkcji ciepła i energii elektrycznej, w których źródłem ciepła jest wysokotemperaturowy reaktor jądrowy. Głównym efektem działania rozpatrywanych układów jest ciepło wysokotemperaturowe, które jest potrzebne w termochemicznym procesie wytwarzania wodoru – cyklu siarkowo-jodowym. Oprócz ciepła procesowego produkowana jest energia elektryczna. Energia elektryczna może być generowana w układzie turbiny gazowej oraz w układach ORC. Rozpatrywano układy kogeneracyjne o różnych strukturach: z dwoma i z trzema obiegami ORC. W pierwszym z tych układów uwzględniono także możliwość wykorzystania ciepła niskotemperaturowego na potrzeby grzewcze. Dobór każdej ze struktur jest podporządkowany konieczności dostarczenia ciepła procesowego do cyklu siarkowo-jodowego. Proces ten cechuje się zróżnicowanymi poziomami temperatury i określonym zapotrzebowaniem na ciepło w poszczególnych jego etapach, przy czym zdecydowana większość potrzebnej energii to ciepło wysokotemperaturowe. Modele matematyczne rozpatrywanych układów opracowano przy wykorzystaniu programu Ebsilon. Modele te umożliwiają przeprowadzanie analiz o charakterze termodynamicznym, których głównymi wynikami są moce elektryczne netto generowane w układzie gazowym (helowym) i w układach ORC, jak również sprawność energetyczna układu kogeneracyjnego i sprawność energetyczna całego układu z uwzględnieniem wartości opałowej produkowanego wodoru. Obliczenia termodynamiczne rozważanych układów, przeprowadzone przy wykorzystaniu programu Ebsilon, miały wielowariantowych charakter. Celem obliczeń było zbadanie wpływu rodzaju czynników w układach ORC oraz wartości wybranych parametrów czynników roboczych układu kogeneracyjnego na efekty jego funkcjonowania mi.in. na jego całkowitą moc elektryczną i sprawność energetyczną.

Praca naukowa finansowana częściowo ze środków Narodowego Centrum Badań i Rozwoju (Polska) w ramach

projektu strategicznego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej”, zadanie: "Rozwój

wysokotemperaturowych reaktorów do zastosowań przemysłowych, nr SP/J/166183/1, częściowo ze środków

Ministerstwa Nauki i Szkolnictwa Wyższego (Polska) w ramach funduszu badań statutowych Wydziału Inżynierii

Środowiska i Energetyki Politechniki Śląskiej

Autor do korespondencji: [email protected]


22/62

Experimental design and optimization of leaching process for recovery of valuable metals

from low-grade uranium ore

Irena Herdzik-Koniecko 1, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz 1, Corneliu Cojocaru 2, Ewelina Hajduk 1

1 Institute of Nuclear Chemistry and Technology, Dorodna 16, 03-195 Warsaw, Poland 2 Institute of Macromolecular Chemistry “Petru Poni”,

Aleea Grigore Ghica Voda, no. 41A, 700487 Iasi, Romania

Uranium has the main use in the civilian sector as fuel for most of currently operating nuclear power reactors. Nuclear energy will continue to play an important role in the world energy demand for the future. To guarantee an adequate supply of uranium for nuclear reactors, the new production facilities will have to be opened. Many countries developing nuclear power are therefore interested in exploiting their uranium resources for domestic consumption. The uranium occurrence in Poland shows great diversity and is usually accompanied by other valuable metals and rare earth elements, that can be recovered in technological process to improve the economy of the process. The present work deals with experimental design and optimization of leaching process of uranium and associated metals from low-grade, Polish uranium ores. The chemical elements of interest for extraction from the ore were U, La, V, Mo, Yb, and Th. Sulphuric acid has been used as leaching reagent. Based on the design of experiments the second-order regression models have been constructed to approximate the leaching efficiency of elements. The graphical illustrations using 3-D surface plots have been employed in order to identify the main, quadratic and interaction effects of the factors. The multi-objective optimization method based on desirability approach has been applied in this study. The optimum condition have been determined as P = 5 bar, T = 120°C and t = 90 min. Under these optimal conditions, the overall extraction performance is 81.43% (for U), 64.24% (for La), 98.38% (for V), 43.69% (for Yb), 76.89% (for Mo) and 97.00% (for Th). The work is focused on process optimization, which allows deeper understanding of the influence of specific parameters on the leaching process and their mutual interactions. Results of previous works were the basis for the planning of experiments, selection of process variables and the scope of their variability.

The studies were supported by POIG project No. 01.01.02-14-094-09-00 “Analysis of the possibility of uranium supply from domestic resources” financed by National Centre for Research and Development (NCBiR) in Poland.

Irena Herdzik-Koniecko: [email protected]


23/62

Monitoring powietrza w Polsce

Krzysztof Isajenko1, Barbara Piotrowska1, Olga Stawarz1, Justyna Kozinoga2, Aleksandra Szymańska2, Kamila Żujewska2

1 Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej, Zakład Dozymetrii, Warszawa 2 Uniwersytet Warszawski, Wydział Chemii, Warszawa

Powietrze jest najważniejszym medium z punktu widzenia ochrony radiologicznej. To poprzez warstwy powietrza najszybciej rozchodzi się informacja o wystąpieniu skażenia w dowolnym miejscu świata. Dlatego monitoring powietrza zajmuje kluczową pozycję w radiologicznym monitoringu każdego kraju. W Polsce monitoringiem powietrza zajmuje się Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej (temat prowadzony na zlecenie Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki). Na posterze zostaną przedstawione stacje, przy użyciu których prowadzony jest ten monitoring, a mianowicie:

Stacja typu ASS-500 (Aerosol Sampling Station), najstarsze urządzenie tego typu działające w Polsce (ale także w wielu innych krajach Europy i świata). Na stacjach ASS-500 opiera się działający w Polsce System Wczesnego Ostrzegania o Skażeniach Promieniotwórczych;

Przewoźna stacja do poboru zanieczyszczeń z dużych objętości powietrza atmosferycznego MASS-1000 (Mobile Aerosol Sampling Station). Stacja obecnie wykorzystywana jest przede wszystkim do kontroli otoczenia Krajowego Składowiska Odpadów Promieniotwórczych w Różanie oraz Narodowego Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) w Świerku;

Stacja do poboru jodu promieniotwórczego w postaci gazowej, wykorzystywana obecnie przede wszystkim do kontroli wielkości uwolnień jodu w postaci gazowej z reaktora „Maria” pracującego w NCBJ w Świerku.

Wszystkie stacje zostały opracowane i wyprodukowane w Zakładzie Dozymetrii CLOR. Pierwsze dwie z nich otrzymały patent krajowy nadany prze Urząd Patentowy RP.


24/62

Budowa platformy dla wzmocnienia badań społecznych związanych z energetyką jądrową

w Europie środkowo-wschodniej

Katarzyna Iwińska 1, Agnieszka Miśkiewicz 2

1 Collegium Civitas, PKIN Plac Defilad 1. 00-901, Warszawa 2 Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Celem projektu PLATENSO jest zwiększenie potencjału i możliwości krajów Europy Środkowej i Wschodniej do udziału w badaniach w UE w odniesieniu do kwestii społeczno-gospodarczych związanych z technologią jądrową oraz aspektów społecznych energii jądrowej. W ramach prezentacji projektu przedstawiamy wyniki działań w ramach tworzenia sieci instytucji badawczych w Polsce. Docelowo Europejska Platforma Społeczna ma stwarzać poszczególnym państwom i ich instytucjom możliwość udziału w europejskich programach badań jądrowych oraz odegrania roli ważnego gracza w dziedzinie kierunków badawczych. Wizja przewidywanej Platformy zakłada następujące cele:

• zapewnienie efektywnego związku między naukami przyrodniczymi i społecznymi w zakresie badań jądrowych;

• zapewnienie skutecznego powiązania pomiędzy aspektami technicznymi i społecznymi technologii i polityki energetycznej;

• wspieranie inicjatyw w dziedzinie edukacji, szkoleń i informacji w celu poprawy wiedzy społeczeństwa w kwestiach energetycznych;

• wspieranie społeczności lokalnych i regionalnych w żądaniach i uzyskiwaniu informacji dotyczących skutków społeczno-gospodarczych dużych inwestycji energetycznych;

• wspieranie udziału odpowiednich zainteresowanych stron, w tym organizacji społeczeństwa obywatelskiego, w podejmowaniu decyzji dotyczących polityki energetycznej. Poza tworzeniem sieci instytucji badawczych w każdym z uczestniczących krajów (Bułgaria, Czechy, Węgry, Litwa, Polska, Rumunia, Słowacja i Słowenia) zadaniem jest również przygotowanie strategii włączania i wykorzystywania badań społecznych i zarządzania publicznego w obszarze rozwoju energetyki jądrowej w Polsce. The project of the European Union under the 7th Framework Programme, Euratom, Grant agreement no: 605140

[email protected] [email protected]




25/62

Rola Państwowej Agencji Atomistyki w Programie Polskiej Energetyki Jądrowej

Maciej Jurkowski

Wiceprezes Państwowej Agencji Atomistyki, Warszawa

Referat dotyczy aspektów regulacyjnych projektowania, budowy i eksploatacji elektrowni jądrowej w Polsce. Omawia rolę i zadania Państwowej Agencji Atomistyki jako urzędu dozoru jądrowego w procesie licencjonowania obiektów energetyki jądrowej oraz prace jakie wykonano dotychczas i jakie są i będą kontynuowane by urząd ten (PAA) mógł efektywnie spełniać wszystkie funkcje dozoru jądrowego niezbędne do zapewnienia bezpieczeństwa w realizacji programu polskiej energetyki jądrowej. Omówiono zarówno proces tworzenia ram prawnych jak i dokonane zmiany organizacyjne, a także proces powiększania możliwości technicznych oraz zasobów kadrowych i finansowych.


26/62

Ocena radiologiczna terenów pogórniczych

Małgorzata Kardaś, Maria Suplińska, Krzysztof Ciupek, Paweł Krajewski

Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej, Konwaliowa 7, 03-194 Warszawa

Ocenie radiologicznej zostały poddane tereny pogórnicze (nieczynne kopalnie, hałdy pouranowe) oraz przyległe łąki i pastwiska w rejonie Karkonoszy. W pierwszym etapie badań dokonano poboru prób środowiskowych (gleba, woda, roślinność) oraz wykonano serię pomiarów dozymetrycznych mocy dawki promieniowania gamma (moc przestrzennego równoważnika dawki). Pomiary te miały na celu wytypowanie lokalizacji, w obrębie których może zaistnieć największe zagrożenie dla środowiska naturalnego jak i zamieszkującej te tereny ludności. Drugi etap badań, skupił się na wybranych obszarach, a analizie poddane były opracowane pod tym kątem scenariusze narażenia człowieka oraz fauny i flory. Użyto dwóch programów: ERICA Tool do szacowania narażenia dla roślin i zwierząt oraz RESRAD do szacowania narażenia dla człowieka. Stworzone scenariusze miały założenia konserwatywne co umożliwiło oszacowanie maksymalnych dawek jakie mogą otrzymać badane organizmy na wytypowanych terenach. Szacowane dawki były wyliczane również na podstawie opracowań międzynarodowych organizacji takich jak UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) oraz IAEA (International Atomic Energy Agency). Próbki pobierane na terenie szybów i hałd zarówno gleby jak i roślin charakteryzowały

się znacznie większymi zawartościami 238U i 226

Ra niż próbki pobrane w sąsiedztwie tych obszarów. Jednak podwyższony poziom tych izotopów występuje we wszystkich

badanych rejonach, co potwierdzają stężenia promieniotwórcze 238U i 226

Ra oznaczone na rolniczych terenach Mazowsza. Dla większości badanych próbek roślinnych stwierdzono dobrą korelację pomiędzy

stężeniem badanych radionuklidów (238U i 226

Ra) w roślinach i glebie. Zdecydowanie wyższe stężenia 226Ra niż 238U w roślinach przy zbliżonych stężeniach tych izotopów w glebie wynikają z wyższych współczynników przejścia TFRa-226 od TFU-238 i potwierdzają większą biodostępność radu od uranu. Ocena narażenia fauny i flory wykonane oprogramowaniem ERICA Tool wskazuje na mało prawdopodobne przekroczenie dawek jakie mogłyby wpływać na liczebność i rozrodczość poszczególnych organizmów referencyjnych. Główny udział w dawkach pochodzi od 226Ra. Ocena narażenia człowieka została przeprowadzona dla hałdy w Kopańcu oraz terenów wokół Sztolni 19. Na obszarach tych występowały największe stężenia promieniotwórcze radionuklidów, spośród badanych terenów, a ze względu na swoją dostępność mogą przyczynić się do wzrostu narażenia od promieniowania jonizującego. Przeprowadzone symulacje oraz obliczenia na podstawie międzynarodowych wytycznych jak i programu RESRAD wskazują na możliwość przekroczenia 50-cio krotnie wartości dawek od źródeł naturalnych co może sugerować objęcie takiego terenu stałym monitoringiem. Praca prowadzona była w ramach strategicznego projektu NCBR pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej”


27/62

Analiza krajowych i regionalnych struktur wspierających rozwój programów badań

jądrowych poprzez zastosowanie zintegrowanego podejścia

Katarzyna Kiegiel 1, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz 1, Katarzyna Wołoszczuk 2, Paweł Krajewski 2

1 Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Dorodna 16,03-195 Warszawa, Polska 2 Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej, ul. Konwaliowa 7, 03-194 Warszawa,

Polska

Projekt Arcadia ma stanowić wsparcie programów badań jądrowych w Nowych Państwach Członkowskich Unii Europejskiej. Kierunki przyszłych badań zostały sformułowane w agendzie Platformy Technologicznej Zrównoważonej Energetyki Jądrowej (SNETP) (www.snetp.eu), a ściślej, w ramach inicjatyw, które Arcadia bierze pod uwagę w swoich działaniach: ESNII (Europejska Inicjatywa Przemysłowa na Rzecz Zrównoważonej Energii Jądrowej) i NUGENIA. Jednym z celów projektu Arkadia jest popularyzowanie informacji o aspektach bezpieczeństwa reaktorów generacji III/III+, których budowa jest planowana na Litwie, w Polsce, Czechach i Słowenii. Szczególną uwagę Arcadia poświęca identyfikacji potrzeb projektu i budowy w Rumunii reaktora demonstracyjnego IV generacji, ALFRED. Poruszane są nie tylko zagadnienia techniczno-naukowe związane z budową demonstratora, ale również akceptacji społecznej, szkoleń i edukacji, przepisów prawnych, lokalizacji itp. Projekt zajmuje się analizą istniejących krajowych i regionalnych struktur wspierających, ze szczególnym uwzględnieniem struktur wspierających w Rumunii i Nowych Państwach Członkowskich Unii Europejskiej będących partnerami projektu, w celu określenia mapy kompetencji potencjalnie kwalifikujących się do zaspokojenia zidentyfikowanych potrzeb. Nawiązywanie kontaktów, współpracy i działalność popularyzatorska realizowana w trakcie projektu, zapewnią współpracę międzynarodową społeczności naukowej z europejskimi organizacjami instytucjonalnymi oraz ogółem społeczeństwa. W skład konsorcjum wchodzi 26 partnerów europejskich. Projekt jest koordynowany przez Instytut Badań Jądrowych, Pitesti w Rumunii. Polskie instytuty w ramach projektu oceniają swoje możliwości wspierania projektu ALFRED i budowy reaktorów Gen III/III+ w kraju poprzez analizę odpowiednich przepisów krajowych, aspektów społecznych i możliwości współpracy międzynarodowej. Analiza istniejącej infrastruktury oraz zasobów ludzkich z odpowiednimi umiejętnościami uzupełnia ocenę krajowego potencjału dla przyszłych programów jądrowych.

Projekt finansowany przez Unię Europejską w ramach 7 Programu Ramowego,

Euratom, FP7-605116

Katarzyna Kiegiel, [email protected]


28/62

Uran z łupków gazonośnych?

Katarzyna Kiegiel, Dorota Gajda, Anna Abramowska,

Agnieszka Miśkiewicz, Agata Oszczak, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz Instytut Chemii I Techniki Jądrowej, Dorodna 16,03-195 Warszawa

Proces szczelinowania hydraulicznego polega na wtłoczeniu do otworu wiertniczego pod wysokim ciśnieniem cieczy, która jest zazwyczaj wodną zawiesiną proppantów i innych dodatków chemicznych. W wyniku tego następuje kruszenie skał i uwolnienia gazu. Jednocześnie do wody przedostają się składniki skały macierzystej, wśród nich metale ciężkie, często cenne. Produktem ubocznym wydobycia gazu łupkowego są ogromne ilości toksycznych płynów stosowanych do szczelinowania łupków gazonośnych. Płyny te charakteryzują się wysokim stopniem zasolenia i zawierają metale ciężkie, wśród nich metale ziem rzadkich i pierwiastki promieniotwórcze, oraz substancje organiczne. Oczyszczenie tych płynów jest kluczowym zagadnieniem w projekcie Conspan-BlueGas, realizowanym przez konsorcjum: PYROCAT CATALYSE WORLD z o.o., PIG-PIB oraz IChTJ. Celem projektu jest opracowanie taniej i wydajnej technologii oczyszczenia płynów po szczelinowaniu, która pozwoli na ponowne ich wykorzystanie oraz rozważenie jednoczesnego odzysku wartościowych metali, takich jak uran i metale ziem rzadkich. Stężenie uranu w płynach zwrotnych nie jest wysokie i szacowane jest na kilkadziesiąt g/m3, natomiast zawartość pierwiastków ziem rzadkich wynosi nie więcej niż 100 g/m3. Ogromne ilości płynów po szczelinowaniu hydraulicznym – ok. 30 000 m3 na jeden otwór wiertniczy uzasadniają odzysk cennych metali z tych płynów.

Badania te prowadzone są w ramach projektu NCBR BG2/PYROGAS/14, pt. „Conspan-BlueGas - technologia oczyszczania płynów pozabiegowych po szczelinowaniu hydraulicznym łupków gazonośnych z możliwością ponownego wykorzystania wody i odzyskiem wartościowych metali”

Katarzyna Kiegiel, [email protected]


29/62

Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów przemysłowych różnego pochodzenia

Katarzyna Kiegiel, Dorota Gajda, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Dorodna 16, 03- 195 Warszawa, Polska

Uran jest paliwem dla większości pracujących na świecie elektrowni. Obecnie uznaje się za opłacalną ekonomicznie eksploatację bogatych rud uranu, pozwalających na produkcję uranu w cenie niższej niż 130 USD/kg U3O8. Wg OECD-NEA Red Book (2014), takich źródeł uranu jest na świecie 5,5 mln ton. Ponadto, na podstawie budowy geologicznej i pokładów już odkrytych szacuje się, że wielkość złóż nieodkrytych wynosi 10,5 ton. Mimo to, coraz większym zainteresowaniem cieszą się surowce wtórne np. odpady z przemysłu miedziowego, fosforyty, kwas fosforowy, popiół lotny, jako źródła uranu. W wielu ośrodkach na świecie prowadzi się intensywne prace badawcze nad pozyskiwaniem uranu z surowców wtórnych. Realizowany w ramach międzynarodowego programu IAEA projekt „Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów przemysłowych różnego pochodzenia” pozwoli nam włączyć się w ten nurt badań. Instytut Chemii i Techniki Jądrowej zakończył niedawno realizację projektu pt. „Analiza możliwości pozyskiwaniu uranu dla energetyki jądrowej z zasobów krajowych”[i]. Głównym celem tego projektu było rozpoznanie możliwości odzysku uranu z rodzimych rud ubogich oraz opracowanie metod jego pozyskiwania [ii]. Doświadczenie zdobyte w trakcie realizacji w/w projektu wykorzystywane jest w w badaniach nad odzyskiem uranu i innych cennych metali z odpadów przemysłowych, produktów ubocznych i fosforanów.

Projekt jest finansowany przez IAEA Research Contract No: 18542 - T11006, “Uranium/Thorium Fuelled High Temperature Gas Cooled Reactor Applications for Energy Neutral and Sustainable Comprehensive Extraction and Mineral Product Development Processes.”

Katarzyna Kiegiel: [email protected]

[i] Analiza możliwości pozyskiwania uranu dla energetyki jądrowej z zasobów krajowych. Sprawozdanie z zadania 1-7, POIG.01.01.02-14-094/09 (Vol. 1-2). Konsorcjum: Instytut Chemii i Technologii Jądrowej i Państwowy Instytut Geologiczny-Państwowy Instytut Badawczy. Warszawa: IChTJ.

[ii] Katarzyna Kiegiel, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz, Dorota Gajda, Agnieszka Miśkiewicz, Anna Abramowska,

Paweł Biełuszka, Bożena Danko, Ewelina Chajduk, Stanisław Wołkowicz (2015). Dictyonema black shale and Triassic sandstones as potential sources of uranium. Nukleonika, 60(3):515-522


30/62

Actinides incineration investigation on Np-237 example

Stanisław Kilim, Eżbieta Strugalska-Gola, Marcin Szuta, Marcin Bielewicz

National Centre for Nuclear Research, ul. Andrzeja Sołtana 7, 05-400 Otwock, Poland

This work is a part of an international research project “E&T RAW” realized in JINR Dubna on subcritical assembly QUINTA, the ADS-type setup. Made of natural uranium the assembly’s core surrounded by 10 cm lead shield simulated fast reactor core. Accelerator beam of deuterons impinged on the core spalling the uranium nuclei and producing fast neutrons. The main goal of the research was to find what part of the neutrons cause Np-237 fission and what capture. The Np-237 sample located in QUINTA setup between the core and the lead shielding was irradiated in spallation neutrons. Its gamma spectrum was registered and analyzed then. Using the found peaks several fission products were identified - Sr-91, Zr-95, Zr-97, Nb-97, I-132, I-133, I-135, Cs-137 and one neutron capture product, Np-238. To get the number of fissions and captures the peak areas had to be corrected for irradiation and cooling time, detector efficiency, decay scheme. The final results of three experiments with 2, 4 and 8 GeV deuterons are shown in Table 1. More details of the method and partial results are given in presentation.

Figure 1. Np-237 fission and capture example results for 2 GeV deuteron beam

experiment.

Table 1. Final results for Np-237 fission and capture.

Beam deuteron energy 2GeV 4GeV 8GeV

Fission WM [10-4g-1d-1] 0.529±0.13 0.722±0.009 1.24±0.35

Capture WM [10-4g-1d-1] 1.04±0.27 1.97±0.009 2.23±0.61

Fission/Capture 0.511±0.183 0.367±0.005 0.558±0.22

Fission/Absorption 0.34±0.15 0.268±0.005 0.36

Stanisław Kilim: [email protected]



31/62

Zastosowanie systemów przepływowych do automatyzacji analizy próbek

radioaktywnych - przykład optymalizacji procedury oznaczeń 90Sr

Kamila Kołacińska, Anna Bojanowska-Czajka, Ewelina Chajduk,

Zbigniew Samczyński, Jakub Dudek, Marek Trojanowicz

Instytut Chemii i Techniki Jądrowej ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Koncepcją realizowaną w prowadzonych badaniach było zastosowanie analizy przepływowej do szybkich i sprawnych procesów przetwarzania próbek radioaktywnych przed detekcją oznaczanego analitu. Walory technik przepływowych, które warunkują ich efektywność wobec konwencjonalnych metod to przede wszystkim prostota stosowanych układów pomiarowych możliwych do zautomatyzowania przy zastosowaniu odpowiednich modułów przepływowych i sterowania komputerowego pracą całego układu pomiarowego. Automatyzacja układu umożliwia skrócenie czasu prowadzonych operacji, a także, co ważne, analityk nie jest narażony na ekspozycję promieniowania. Możliwość zastosowania analizy przepływowej w oznaczeniach radio- chemicznych badano na przykładzie optymalizacji procedury oznaczeń radionuklidu strontu-90 w chłodziwie reaktorowym z zastosowaniem nowoczesnego systemu przepływowego bazującego na układzie MSFIA – LOV (ang. Multi-syringe flow injection analysis - Lab-on-Valve) w połączeniu z detekcją metodą spektrometrii mas (ICP-MS). Prezentowana procedura analityczna przetworzenia radioaktywnej próbki została zautomatyzowana uwzględniając szereg operacji m.in. zatężanie próbki, rozdział jej składników, eliminację interferentów, jak i detekcję badanego analitu. Przetworzenie radioaktywnej próbki w układzie przepływowym przed etapem detekcji uwzględnia szereg etapów począwszy od załadowania żywicy ekstrakcyjnej Sr-resinTM do mikrokolumny w zaworze reakcyjnym LOV, a następnie jej kondy-cjonowanie. W kolejnym kroku na przygotowaną żywicę zostaje wprowadzona próbka zakwaszona 8 M HNO3. Silnie kwasowe środowisko procesu zapewnia skuteczną retencję strontu na sorbencie. Mając na uwadze możliwość zatrzymania na żywicy także innych składników interferujących z matrycy próbki, kolejnym etapem procedury jest wymycie ewentualnych interferencji. W optymalizacji procesu uwzględniono zakłócenia pochodzące od interferentów izobarycznych (90Zr, 90Y), jak i poliatomowych (38Ar52Cr+, 36Ar54Fe+, 40Ar50Ti+). Ważną kwestią przy pomiarach wód reaktorowych było uwzględnienie i zniwelowanie wysokiego stężenia kwasu borowego uniemożli-wiającego pomiar ICP-MS. Ostatnim etapem analizy jest detekcja oznaczanego analitu. Całkowity czas przetworzenia próbki w układzie zautomatyzowanym trwa 15 min i umożliwia oznaczenie stabilnej formy strontu przy wyznaczonym limicie detekcji 20 ng/L, zaś dla Sr-90 jest to 500 Bq/L. Prezentowane wyniki badań stanowią fragment zrealizowanego etapu 2 „Monitoring stężenia wybranych radionuklidów w oparciu o metody przepływowe” zadania badawczego nr 8 zatytułowanego „ Analiza procesów zachodzących przy normalnej eksploatacji obiegów wodnych w elektrowniach jądrowych”.


32/62

The safety analysis of HTR-10 reactor with pebble bed core using KENO-VI/SCALE code

Łukasz Koszuk, Małgorzata Klisińska

National Centre for Nuclear Research, Otwock, Poland

The aim of the project “Development of high temperature reactors for industrial purposes (HTR-PL)”, funded by National Centre for Research and Development, was theoretical research on physics and engineering of high temperature gas-cooled reactors (HTGR). One of the tasks was verification of the safety characteristics of pebble bed HTGR, using technical data of the experimental Chinese reactor HTR-10. The goal of the presented study was the validation of the computer codes and the acquisition and reinforcement of the capability of their use for neutronic calculations of safety related parameters of pebble bed HTGRs. The elements of the study of safety features of HTR-10 were: dependence of the effective multiplication factor value (k-eff) on the number of pebbles and their temperature, power distribution in the core for operational conditions, calculation of temperature coefficient values, calculation of the control rods worth. The neutronic calculations were performed with the SCALE/KENO-VI code system developed at Oak Ridge National Laboratory. HTR-10 fuel is composed of a large number of tiny tristructural-isotropic (TRISO) fuel particles embedded in a graphite matrix and shaped into spherical or cylindrical fuel elements - pebbles. The inherent double heterogeneity of such a fuel makes it more difficult to model and requires methods different from those used for e.g. LWR fuel. For the purposes of this study two SCALE/KENO-VI models of HTR-10 were developed, based on IAEA benchmark specifications and experimental data:

the first is the static and regular distribution of fuel pebbles in the, KENO-VI specific, hexagonal unit cells,

the second consists of two types of cubic unit cells (with one fuel or graphite pebble).

Due to this in the second model it was possible to make the random distribution of pebbles in the core using the program specially prepared to create the geometry part of the input file.

Fig. Regular (left) and random (right) distribution of the pebbles in the core of HTR-10 reactor

mgr Łukasz Koszuk, email: [email protected]


33/62

The use of dicentric assay for biodosimetry in a nuclear emergency response

Maria Kowalska 1, Iwona Pacyniak 1, Krzysztof W. Fornalski 2

1 Central Laboratory for Radiological Protection, Warsaw, Poland, 2 PGE EJ1 Sp. z o.o, Warsaw, Poland

Accidents associated with occupational use of fission neutrons in nuclear facilities, industry, research and medicine are not frequent but can result in the need to perform external dose reconstruction on samples from a large number of people. Neutron fields contain not only neutrons but also gamma rays. These two types of ionising radiation have a markedly different effectiveness at inducing specified health effects in humans. So in the event of a nuclear accident or incident, it is important to estimate the separate neutron and gamma doses. Biological dosimetry refers to the use of analysing the radiation-induced changes in cells of the human body or in portable electronic devices carried on the body for assessment of absorbed doses, and for identification of seriously exposed people who should receive specialised therapy. Among biodosimetric tools, the assay of choice for the initial triage and the later follow up of exposed people is the dicentric assay, based on assessing the frequency of dicentric chromosomes in peripheral blood lymphocytes of the exposed person. As there is no discernible difference between dicentrics induced by neutrons and those induced by gamma rays, an apportion the observed dicentric frequency to the neutron and gamma components of the exposure, and thereby derive separate estimates of dose may be made by numerical or analytical calculations, using the classical (frequentist) or Bayesian statistical methods suggested in the IAEA manual or developed at CLOR. The calculation requires the numerical values of dose-response relationship parameters for neutrons and 60Co gamma rays, as well as a neutron to gamma dose ratio. In practice, a value of this ratio is known from physical measurements. However, in a case where this information is not known precisely, it can be expressed in the form of probability distribution function. The example of dose estimation after in vitro irradiation of peripheral blood sample in radiation field of the nuclear reactor MARIA provide an illustration of the issue discussed. Maria Kowalska: [email protected]


34/62

Ocena narażenia zawodowego pracowników zakładów medycyny nuklearnej w Polsce

Grażyna Krajewska

Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej, ul. Konwaliowa 7, 01-769 Warszawa

Celem prowadzonych badań była oceny narażenia wewnętrznego od radiojodu promieniotwórczego (131I) pracowników w zakładach medycyny nuklearnej. Została ona oparta o przeprowadzone rzeczywistych pomiary poziomu radiojodu w tarczycy (u ok. 100 osób w 4 ośrodkach stosujących 131I) oraz pomiarów mocy dawki na stanowiskach pracy. Do pomiarów zawartości jodu (131I) i technetu (99mTc) zastosowano przenośny zestaw spektrometrii gamma składający się z detektora NaI(Tl) (typ 8024– kryształ 3 x 3 cale, o rozdzielczości 7,5% dla energii 661,6 keV), z wbudowanym fotopowielaczem i wewnętrzną osłoną antymagnetyczną oraz z analizatora Unispect, sterowanego z zewnętrznego komputera z oprogramowaniem Genie 2000 . Zestaw ten wyposażony był także w anatomiczny fantom szyi wraz z gruczołem tarczycy (prod. RSD, USA), wypełnianym wzorcowymi źródłami roztworów promieniotwórczych, który służył do kalibracji energetycznej i wydajnościowej powyższego zestawu pomiarowego.

Dawka ekspozycji zewnętrznej była mierzona zarówno w pokojach chorych (izolatkach), jak i w innych pomieszczeniach – sterowniach, pokojach podań radioizotopów, pracowniach radioizotopowych, rejestracji, poczekalni. Zastosowano środowiskowe detektory termoluminescencyjne (TLD) o dużej czułości. Ekspozycja detektorów trwała około 100 dni.

Pracowników podzielono na trzy kategorie zawodowe, powiązane czynnością wykonywaną z radioizotopem: Personel techniczny (np. technicy wykonujący badania scyntygraficzne), Personel medyczny (np. lekarze, pielęgniarki, fizycy medyczni), Personel pomocniczy (np. salowe, sanitariuszki, recepcjonistki).

W około 50% przypadków przeprowadzonych pomiarów poziomy zawartości jodu I-131 w tarczycy były na poziomie limitu detekcji użytej do pomiarów aparatury. Oszacowana maksymalna dawka wynosiła mniej niż 0,7 mSv, nie przekraczając 3,5% rocznego limitu dla narażonych zawodowo, który wynosi 20 mSv. W pozostałych przypadkach poziomy aktywności I-131 w tarczycy u badanych pracowników były zróżnicowane i zawierały się w przedziale 100 – 4000 Bq. Maksymalne dawki od jodu promieniotwórczego wystąpiły w grupie pracowników kategorii 2 (m.in. pielęgniarek). Systematycznie podwyższone poziomy obserwowano u osób kategorii 3 (m.in. sprzątających sale chorych, izolatki). Obecność technetu Tc-99m, można było stwierdzić w widmach promieniowania gamma tarczycy osób pracujących przy generatorach molibdenowych.

Maksymalne dawki od ekspozycji zewnętrznej zostały zmierzone w pokojach hospitalizowanych pacjentów (zakres 8 -10 µGy/h) oraz w łazienkach (około 1 µGy/h). Niewielkie dawki zarejestrowano także w przedsionkach izolatek (sal chorych) (około 0.8 µGy/h) oraz w pracowni radiochemicznej na stanowisku dyspensera PET i poczekalni pacjentów PET (około 0.5 – 0.6 µGy/h).


35/62

Review of major results of the “SPREY” network supporting prospective requirements of nuclear

power development in Poland

Paweł Krajewski 1, Marcin Kruszewski 2, Paweł Olko 3, Natalia Golnik 4

1 Central Laboratory for Radiological Protection; 2 Institute of Nuclear Chemistry and Technology (ICHTJ), 3 The Henryk Niewodniczański Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Science, 4 Warsaw University of Technology, Faculty of Mechatronics

The 3 years project entitled “The development of methods to ensure nuclear safety and radiological protection for current and prospective requirements of nuclear power” was carried on in the period 2011-2014 in a frame of the strategic program of The National Centre for Research and Development (NCBiR) “Technologies for Safety Nuclear Energy” by network of four most important research institutes involved in development of research and operational foundation to ensure support for the nuclear regulatory and government administration in the process of granting permits for localization, construction, commissioning, operation and decommissioning of polish NPP. The network consisted of National Centre of Nuclear Research (NCBJ), Institute of Nuclear Chemistry and Technology (ICHTJ), The Henryk Niewodniczański Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Science and Central Laboratory for Radiological Protection (the network leader). The main project goal was a development and strengthening domestic expert infrastructure in the area of nuclear safety and radiological protection. The program products encompassed 18 expert reports, 5 accredited research methods, application for Secondary Standard Laboratory status, 6 master of science thesis, 10 doctoral dissertations two patent applications and eight accepted for publishing papers in NSI journals. The main project leader presents most significant project results and achievements comprised in four key thematic blocks.

Krajewski Paweł: [email protected]


36/62

Thermokinetic oscillation in recombination of hydrogen and oxygen on Pd-based catalysts

Erwin Lalik, Alicja Drelinkiewicz, Robert Kosydar, Tomasz Szumełda,

Elżbieta Bielańska

Jerzy Haber Institute of Catalysis and Surface Chemistry, Polish Academy of Sciences Niezapominajek 8, 30-239 Krakow, Poland

The catalytic recombination of H2 + O2 H2O is a key concept in the system of the so-called passive safety of nuclear reactors. To mitigate the hazard of gaseous hydrogen, the passive autocatalytic recombiners (PAR) are installed inside the nuclear reactor containment, exposing a recombination catalyst to a potentially hydrogen containing atmosphere. The “passiveness” of PAR design means that it should work reliably without human supervision, and without a power supply. The catalysts used are often based on nanoparticles of noble metals like Pd, supported on oxides, mostly Al2O3. The reaction is highly exothermic (ΔH°(298.15 K) = –242 kJ/mol H2). The high rate of heat evolution can be accommodated in the PAR designing to ensure an efficient gas circulation through the PAR interior without a need of external power supply. However, the large thermal effect also poses a threat of overheating. The gas flow-through microcalorimeter has been applied to monitor the heat evolution during the H2 + O2 recombination concurrently with the hydrogen consumption, using various hydrogen concentrations (6.2, 7.2, 8.6 % vol. H2) in mixtures with synthetic air on the Pd/Al2O3 catalysts (of the type usually applied in the PARs) at the room temperature and normal pressure. Figure 1 shows two kinds of oscillatory dynamics: the quasiperiodic oscillations (A) and the mathematical chaos (B), both occurring spontaneously in the process. In both cases, the accompanying thermal effects exceed the expected thermodynamic value of heat of gaseous water formation from elements (242 kJ/mol H2) by the factor of two or three. This nature of the phenomena of anomalous heat evolution is currently difficult to explain. It is clear, however, that the oscillatory kinetics as well as the anomalously high thermal effects both may pose a considerable challenge in the PAR design proceedings.

0

50

100

150

200

250

0

0.05

0.1

0.15

0.2

0.25

0.3

0.35

0.4

1300 1400 1500 1600 1700 1800 1900 2000 2100

rate

of hea

t evo

lutio

n, m

W

upta

ke o

f H

2, m

icro

mo

l/s

time, s

A

125

130

135

140

0.3

0.32

0.34

0.36

0.38

0.4

0.42

800 850 900 950 1000 1050 1100

rate

of hea

t evo

lutio

n, m

W

upta

ke o

f H

2, m

icro

mo

l/s

time, s

B

Figure 1. Dynamics of oscillatory recombination of H2 + O2 on 2%Pd/Al2O3 catalyst. In quasiperiodic oscillations (A) the maxima of heat evolution rate (lower curve) strictly coincide with the minima of hydrogen uptake (upper curve). The oscillations in part (B) represent the occurrence of mathematical chaos. Corresponding author: E. Lalik, [email protected]



37/62

200

250

300

350

400

6 6.5 7 7.5 8 8.5 9

Pd-Pt/SiO2

Pd-Pt/MoO3

mola

r heat of

pro

cess, kJ/m

ol H

2

concentration of H2, % vol.

Hydrogen and oxygen recombination reaction on SiO2 and MoO3 supported bimetallic

Pd-Pt catalysts

Erwin Lalik, Michał Kołodziej, Robert Kosydar, Tomasz Szumełda, Alicja Drelinkiewicz

Jerzy Haber Institute of Catalysis and Surface Chemistry, Polish Academy of Sciences, Niezapominajek 8, 30-239 Krakow, Poland

Passive autocatalytic recombiners (PAR) are the safety devices applied at an industrial stage of development in the nuclear plant containments to lower the explosion risk associated with hydrogen release. The idea of using PAR is to recombine catalytically hydrogen and oxygen according to strongly exothermic H2 + 0.5 O2 = H2O + 240 kJ/mol reaction. The Pt-alumina wash-coat – metallic plates are the catalysts applied in the commercial reactors. In the present work the H2 + O2 recombination reaction was studied in the presence of SiO2 and MoO3 supported bimetallic Pd-Pt catalysts (Pd : Pt = 1). The MoO3 oxide has been used in view of the literature data suggesting promising performance of Pt/MoO3 catalysts related to well-known ability of MoO3 to the formation of hydrogen bronzes (HxMoO3,) upon contacting with hydrogen. The time-on-stream behavior of Pd/MoO3 catalyst was compared with that of conventional Pd-Pt/SiO2 sample using Microscale gas-flow through microcalorimeter. The conversion of hydrogen (6.2-8.6 vol % H2 in air) and thermal effects were monitored vs. reaction time. This technique was also applied to follow the exothermic process of hydrogen sorption by the Pd-Pt/MoO3 catalyst producing hydrogen bronzes (HxMoO3). The catalysts were prepared using the colloid-based reverse “water-in-oil” microemulsion method and characterized by BET, XRD, SEM, EDS. The bimetallic Pd-Pt particles of alloy structure and similar size ca. 7-8 nm appeared in all catalysts. The pattern of changes in both the heat evolution and the conversion of hydrogen clearly show much better performance of Pd-Pt/SiO2 catalyst. On Pd-Pt/MoO3 catalyst the H2 conversion was lower and the amount of evolved heat was higher assisted by partially reduced molybdenum oxides. The Pd-Pt/SiO2 catalyst offered almost stable time-on-stream activity whereas the activity of Pd-Pt/MoO3 decreased during the catalytic test.

The amount of heat evolved in the recombination reaction on Pd-Pt/SiO2 and Pd-

Pt/MoO3 at various concentrations of H2 in reaction mixture Alicja Drelinkiewicz, [email protected]



38/62

Usuwanie radioaktywnych zanieczyszczeń z roztworów wodnych w procesie flotacji jonowej

Paweł Maciejewski Centrum Szkolenia Obrony Przed Bronia Masowego Rażenia w SZ RP

Akademia Obrony Narodowej w Warszawie

Katastrofa w obiekcie jądrowym lub dyspersja materiałów promieniotwórczych w wyniku ataku terrorystycznego wymaga podjęcia odpowiednich działań zmierzających do likwidacji skażeń promieniotwórczych. Istotą działania jest mechaniczne usunięcie substancji radioaktywnych z użyciem wodnych roztworów związków powierzchniowo czynnych. Na przykładzie Fukushimy wiemy również, że woda może zostać użyta w czasie akcji ratowniczej do chłodzenia uszkodzonego reaktora jądrowego. W obu przypadkach prowadzone działania skutkują postawianiem dużych objętości radioaktywnych ścieków. Rozwiązaniem problemu może być zastosowanie szybkiej i efektywnej metody wydzielania substancji promieniotwórczych (w formie jonowej) z roztworów wodnych, tj. flotacji jonowej. W pracy przedstawiono wyniki badań własnych wydzielania radioizotopów Ba-133, Sr-85 i Cs-137 z rozcieńczonych, zasolonych NaN03 (1 • 10-3 M) roztworów wodnych z użyciem nowej grupy związków makrocyklicznych, tj. jonizowanych eterów lariatowych o stężeniu 1 • 10-5 M w obecności niejonowego spieniacza - Tritonu X-100 (1 • 10-5 M). W badaniach użyto radioaktywne ścieki, a zastosowanie techniki radioizotopowej umożliwiło symulowane stężenia każdego z radioizotopów w mieszaninie o wartości 1 • 10-5 M. Na bazie uzyskanych wyników zaproponowano zastosowanie „modułu flotacyjnego”, który umożliwiłby szybkie usuwanie zanieczyszczeń promieniotwórczych z roztworów „poakcyjnych”, a przez to istotną redukcje objętości ścieków radioaktywnych. Metoda flotacji jonowej tym bardziej zasługuje na uwagę, bo nie ma ograniczeń co do minimalnych stężeń wydzielanych radioizotopów, ale również umożliwia usuwanie substancji niebezpiecznych z ich roztworów wodnych bez wytwarzania dodatkowych strumieni odpadów promieniotwórczych, co ma miejsce w innych metodach.

Paweł Maciejewski: [email protected]


39/62

Prognozowanie rozprzestrzeniania skażeń promieniotwórczych w sytuacji zdarzenia

radiacyjnego przy pomocy systemu wspomagania decyzji RODOS

Iwona Matujewicz

specjalista w Wydziale Monitoringu i Prognozowania w Centrum ds. Zdarzeń Radiacyjnych Państwowej Agencji Atomistyki CEZAR PAA

Komputerowe systemy wspomagania decyzji stanowią integralną część systemu zarządzania kryzysowego w większości krajów na świecie. Ich użyteczność sprawdza się na etapie przygotowania do reagowania (opracowanie planów awaryjnych), jak również w sytuacji samego zdarzenia i po nim, stanowiąc wsparcie dla osób, które podejmują decyzję o działaniach, jakie mają być podjęte w celu zmniejszenia negatywnych skutków potencjalnego lub zaistniałego zdarzenia radiacyjnego. Przygotowana przy ich użyciu prognoza daje kompleksowy obraz rozpatrywanej sytuacji. Jednym z takich systemów wykorzystywanych w CEZAR PAA jest system RODOS w nowej wersji Java – JRODOS. Za pomocą tego systemu przygotowywane są prognozy sytuacji radiacyjnej w przypadku uwolnienia do środowiska substancji promieniotwórczych w dowolnym miejscu na świecie. System JRODOS stanowi wsparcie dla decydentów, jeżeli chodzi o wprowadzenie działań ochronnych i naprawczych (schronienie, ewakuacja, podanie tabletek jodowych, ograniczenie spożycia żywności, dekontaminacja, itp.). JRODOS ma zastosowanie zarówno w przypadku uwolnień substancji promieniotwórczych do atmosfery, jak również do środowisk wodnych. Wyniki działania programu przedstawiane są w postaci map i wykresów (wartości chwilowe i sumaryczne), które mogą być - dzięki wbudowanym narzędziom - eksportowane do różnych formatów. Utworzone przy pomocy systemu raporty umożliwiają dokonanie oceny bieżącej sytuacji radiacyjnej, przeprowadzenie ewaluacji prowadzonych działań interwencyjnych, dostrzeżenie zalet i wad przyjętych strategii. W procesie oceny narażenia osób dokonywanej przez system, brane są pod uwagę wszystkie drogi oddziaływania promieniowania jonizującego na człowieka. W przypadku szacowania narażenia spowodowanego spożyciem skażonych produktów żywnościowych brane są pod uwagę warunki radioekologiczne panujące na danym obszarze. Spośród wielu modeli dostępnych w systemie RODOS, na potrzeby CEZAR wykorzystuje się głównie łańcuch modeli EMERGENCY dla szybkiej oceny sytuacji po zdarzeniu radiacyjnym. Zasadniczym elementem tego łańcucha, jak i całego systemu, są modele dyspersyjne, które do symulacji rozprzestrzeniania się skażeń w atmosferze wykorzystują dane meteorologiczne (wprowadzane przez użytkownika, numeryczny model pogody, odczyty z radarów lub wież meteorologicznych). JRODOS służy również jako narzędzie analizy w późnej fazie reagowania po zdarzeniu, kiedy sytuacja przestała już wymagać podjęcia pilnych działań, a w dalszym ciągu wymagana jest jej kontrola. Do tego celu zostały zaimplantowane w systemie dwa modele, ERMIN 2 i AgriCP, które służą do opracowania strategii naprawczych odpowiednio na terenach zabudowanych i terenach rolniczych.


40/62

Analizy cieplno-przepływowe podczas awarii w reaktorach jądrowych w projekcie SARWUT.

Wybrane zagadnienia z fizyki rdzenia reaktora jądrowego i analiz niepewności

Piotr Mazgaj, Sebastian Gurgacz, Michał Pawluczyk, Piotr Darnowski, Kacper Samul, Maciej Skrzypek, Konrad Świrski

Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska

Prezentacja przedstawia prace dotyczące analiz cieplno-przepływowych jakie zostały wykonane podczas realizacji zadania badawczego numer 9: „Opracowanie metod i wykonanie analiz bezpieczeństwa w reaktorach jądrowych przy zaburzeniach w odbiorze ciepła i warunkach ciężkich awarii”, będącego częścią strategicznego projektu badawczego NCBiR pt. Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej – Projekt SARWUT. Podczas projektu SARWUT przeprowadzono analizy cieplno-przepływowe reaktorów lekkowodnych typu ciśnieniowego (PWR) i wrzącego (BWR). Rozważano następujące rozwiązania techniczne dla reaktorów typu PWR – PWR 900 MWe typu Westinghouse i AREVA EPR, a dla reaktorów typu BWR – GE Hitachi ABWR i GE BWR/4 (Peach Bottom). Rozpatrzono awarie małego, średniego i dużego rozerwania rurociągu obiegu pierwotnego, rozerwania rurociągów doprowadzających wodę zasilającą do zbiornika reaktora, awarie reaktywnościowe spowodowane nadmiernym odbiorem ciepła przez wytwornicę pary. Podczas obliczeń wykorzystano amerykańskie kody obliczeniowe RELAP5 mod 3.3 i TRACE V5.0 patch 4 oraz francuski kod obliczeniowy CATHARE 2 V2.5_2 mod 8.1. Dzięki współpracy z francuską firmą projektującą i budującą elektrownie jądrowe zorganizowano dwa wspólne warsztaty na Politechnice Warszawskiej, na których porównano wyniki uzyskane przez specjalistów z przemysłu z wynikami uzyskanymi w Projekcie SARWUT. Podczas trwania projektu nawiązano bardzo owocną współpracę z Państwową Agencją Atomistyki. Oprócz prac przeprowadzonych w ramach projektu SARWUT zostaną również przedstawione niektóre wyniki z obecnych prac z zakresu fizyki reaktora jądrowego jak również analiz niepewności dla awarii o średniej wielkości rozerwania rurociągu obiegu pierwotnego.


41/62

Membrany w oczyszczaniu ciekłych odpadów promieniotwórczych – ograniczenia w stosowaniu oraz metody badania

niekorzystnych zjawisk

Agnieszka Miśkiewicz, Grażyna Zakrzewska-Kołtuniewicz Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Procesy membranowe należą do efektywnych i ekonomicznych metod separacyjnych, dzięki czemu znalazły szereg zastosowań w wielu dziedzinach przemysłu, w tym także w technologiach jądrowych [1-3]. Z uwagi na niską energochłonność, łagodne warunki procesowe oraz łatwość powiększania skali, procesy membranowe są z powodzeniem stosowane m.in. do rozdzielania izotopów, oczyszczania wody reaktorowej i roztworów pochodzących z dekontaminacji, a także w przeróbce ciekłych odpadów promieniotwórczych. Jednakże, niekorzystne zjawiska występujące w warstewce przymembranowej, do których zaliczamy zjawisko foulingu, czyli blokowania membrany, prowadzą do spadku wydajności procesu w czasie i są główną przyczyną ograniczeń w szerokim stosowaniu membranowych technik separacyjnych. Pomimo wielu prac prowadzonych nad zjawiskiem foulingu podstawowe mechanizmy nim rządzące nadal nie są w pełni poznane. Do badania zjawisk blokowania membran stosuje się różnorodne techniki, w tym także techniki bezinwazyjne [4]. Również zastosowanie metody radioznacznikowej pozwala na uzyskanie wielu cennych informacji na temat zjawiska foulingu [5]. W badaniach, będących przedmiotem prac prowadzonych w IChTJ, podjęto próbę zbadania kinetyki foulingu, określenia jego typu w zależności od rodzaju membrany oraz filtrowanego roztworu, a także analizy wpływu parametrów procesowych na stopień zablokowania membrany. W tym celu zaproponowano zastosowanie metod radioznacznikowych, wspomaganych metodami optycznymi (SEM, FT-IR/PAS) oraz pomiar potencjału zeta, który stanowi parametr charakteryzujący rodzaj oddziaływania między membraną a cieczą filtrowaną.

1. R. D. Ambashta, M. E. T. Sillanpaa, Membrane purification in radioactive waste management: a short review, J. Environ. Radioact., 2012, 105, 76-84

2. G. Zakrzewska-Trznadel Advances in membrane technologies for the treatment of liquid radioactive waste, Desalination, 2013, 321, 119–130

3. M. Glugla, I. R. Cristescu, I. Cristescu, D. Demange, Hydrogen isotope separation by permeation through palladium membranes, J.Nucl. Mat., 2006, 355, 47–53

4. J. C. Chen, Q. Li, M. Elimelech, In situ monitoring techniques for concentration polarization and fouling phenomena in membrane filtration, Adv. Col. Interf. Sci., 2004, 107, 83–108

5. A. Miskiewicz, G. Zakrzewska-Trznadel, A. Dobrowolski, A. Jaworska-Sobczak, Using tracer methods and experimental design approach for examination of hydrodynamic conditions in membrane separation modules, Appl. Rad. Isotop., 2012, 70, 837–847

Projekt został sfinansowany ze środków Narodowego Centrum Nauki przyznanych na podstawie decyzji numer DEC-2013/11/D/ST8/03328.


42/62

Materiały konstrukcyjne i wymagania dotyczące wykonania płaszcza stalowego obudowy

bezpieczeństwa budynku reaktora jądrowego

Jerzy Niagaj Pełnomocnik ds. energetyki jądrowej, Instytut Spawalnictwa, Gliwice

W chwili obecnej głównymi potencjalnymi dostawczymi technologii jądrowej dla pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce są firmy: AREVA (reaktor EPR), GE Hitachi (ABWR), Westinghouse (AP1000), jak również KEPCO (APR1400). Niezależnie od typu (PWR lub BWR), reaktor i najważniejsze podzespoły są umieszczane w specjalnej obudowie bezpieczeństwa, która stanowi połączenie konstrukcji żelbetowej z płaszczem stalowym. Płaszcz ten w zależności od dostawcy technologii jest wykony-wany w oparciu o wymagania kodów ASME Section III, Division 2 „Code for Concrete Containments” lub AFCEN RCC-CW „Design and construction rules for civil works in PWR nuclear islands”. W przypadku stosowania kodu ASME, wymagania są ujęte nie tylko w ww. sekcji, lecz również w Section II „Materials”, Section V „Nondestructive Examination” oraz IX „Welding and Brazing Qualifications”, do których odwołuje się Section III. Należy poza tym korzystać z Code Cases oraz norm przedmiotowych: ANSI, ASTM, AWS, ASNT. Z kolei przy stosowaniu kodu AFCEN RCC-CW, wszystkie wymagania są zebrane tylko w tej części, w której w zdecydowanej większości przypadków są odwołania do norm europejskich i międzynarodowych typu EN i EN ISO. Rzadkością są odwołania do norm francuskich lub amerykańskich. Do podstawowych elementów stalowych obudowy bezpieczeństwa zalicza się: płaszcz (liner), przepusty i śluzy, płyty kotwiące oraz konstrukcje wsporcze i modułowe. Analiza obydwu kodów (ASME i AFCEN) wykazała, że do wykonania płaszcza stalowego oraz innych ww. elementów obudowy stosuje się typowe stale niestopowe oraz nierdzewne. Wg RCC-CW do wykonania płaszcza należy stosować stal niestopową na urządzenia ciśnieniowe wg PN-EN 10028-2, np. P265GH. Niektóre inne elementy mogą być wykonane ze stali niestopowych wg PN-EN 10025-2, np. S355J2. Wśród stali nierdzewnych są zalecane stale austenityczne wg PN-EN 10088-2, np. typowa stal X2CrNi18-9. Według kodu ASME do wykonania płaszcza i innych elementów obudowy również zaleca się typowe stale niestopowe, np. SA-380 lub nierdzewne typu AISI 304L i 316L w postaci blach i rur. W obydwu kodach preferowane jest łukowe spawanie zmechanizowane i zautomatyzowane w celu maksymalnego wyeliminowania spawacza jako jednego z głównych potencjalnych źródeł powstawania niezgodności spawalniczych. Przeprowadzona analiza wymagań zawartych w kodach AFCEN i ASME wykazała, że do wykonania konstrukcji stalowych obudowy bezpieczeństwa reaktora jądrowego stosuje się dobrze spawalne typowe niestopowe stale konstrukcyjne oraz stale na urządzenia ciśnieniowe, jak również powszechnie stosowane austenityczne stale nierdzewne typu AISI 304L i 316L. Główne wyzwanie przed wykonawcami krajowymi ww. elementów polegałoby więc na udowodnieniu, że posiadają doświadczenie, procedury, system zapewnienia jakości i personel do jakościowego wykonania prac. Instytut Spawalnictwa, ul. Bł. Czesława 16-18, 44-100 Gliwice tel. 32-33-58-269, fax 32-33-58-302, e-mail: [email protected]



43/62

Polisacharydy jako sorbenty w procesie

zatężania ciekłych odpadów promieniotwórczych

Agata Oszczak, Leon Fuks, Irena Herdzik-Koniecko Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

W ciągu ostatnich lat prowadzone były liczne badania nad wykorzystaniem materiałów pochodzenia biologicznego do usuwania metali ciężkich/promieniotwórczych ze ścieków oraz innych odpadów ciekłych. Sorbenty, które wykazują m.in. dużą zdolność sorpcyjną, małą desorpcję oraz stosunkowo niską temperaturę rozkładu mogą znaleźć zastosowanie w zatężaniu i dekontaminacji odpadów promieniotwórczych. Przeprowadzone badania wykazały, że takimi sorbentami mogą okazać się substancje pozyskiwane z wodorostów morskich - alginiany. Alginiany są naturalnie występującymi polisacharydowymi kopolimerami, składającymi się z reszt kwasu β-D-mannuronowego i α-L-guluronowego, połączonych wiązaniami glikozydowymi. Posiadają zdolność do tworzenia żeli jako wynik reakcji wymiany jonowej z wielowartościowymi jonami metali, co sugeruje możliwość zastosowania ich jako sorbenty. W prezentowanej pracy jako potencjalne sorbenty zbadano sferyczne alginiany wapnia, strontu i baru. Wykonano ich różnicową analizę termiczną DTG z termograwimetrią TG. Stwierdzono, że sorbenty alginianu strontu i baru w temperaturze około 970 °C ulegają rozkładowi prowadzącemu do zmniejszenia masy początkowej sorbenta do około 5-10%. Temperatura rozkładu alginianu wapnia jest znacznie niższa i wynosi jedynie około 200 °C. Wielkość oraz powierzchnię sorbentów zmierzono metodą Skaningowej Mikroskopii Elektronowej. Przeprowadzono badania sorpcji modelowych radionuklidów: Sr-85, Eu 152/154 i Am-241 z roztworów wodnych. Stwierdzono, że stopień oczyszczenia roztworów wynosi ponad 85%.

Agata Oszczak: e-mail: [email protected]


44/62

Biological assessment of mixed doses of ionizing radiation using Bayesian statistical methods

Iwona Pacyniak 1,2, Maria Kowalska 1, Krzysztof W. Fornalski 3

1 Central Laboratory for Radiological Protection, Warsaw, Poland 2 Warsaw University of Technology, Faculty of Physics, Warsaw, Poland

3 PGE EJ 1 Sp. z o.o, Warsaw, Poland

Ionizing radiation arising in a nuclear reactors is a mixed radiation composed mostly of gamma and neutron components, n + γ. These two types of ionizing radiation have completely different local density of ions generated in absorbed medium, that translates into their different biological effectiveness. Therefore, in a case of overexposures of people to this kind of mixed ionizing radiation it is very important to assess not only the total absorbed dose but also its neutron and gamma components. To determine the absorbed doses in accidentally exposed person in case of absence a personal dosimeter and the physical measurements, the most commonly used method is cytogenetic biological dosimetry. It uses the frequency of dicentric chromosomes in peripheral blood lymphocytes of irradiated person and because they are circulating cells, the dicentric frequency reflects the average total-body dose, independent of specific regions of the body that have been exposed. From the observed frequency of dicentrics it is not possible to discriminate between those ones due to neutrons and those due to gamma-rays. However, if the contribution of neutron and gamma components to the total dose is known from physical measurements, it is possible to estimate the separate neutron and gamma radiation frequencies of dicentrics using iterative method. In situations where the physical estimate of the contribution of neutron and gamma components to the total dose is uncertain or unknown, the use of the above method is impossible. In such case the Bayesian statistics proved to be useful, which assume the probability distribution on the ratio of dose components. Application of Bayesian method in biological dosimetry is the aim of this work. Iwona Pacyniak: [email protected]


45/62

Analiza uwarunkowań odbioru ciepła z elektrowni jądrowej oraz przesyłania go na duże odległości

Andrzej Reński 1, Kazimierz Duzinkiewicz 2

1Katedra Elektroenergetyki, 2Katedra Inżynierii Systemów Sterowania, Wydział Elektrotechniki i Automatyki Politechniki Gdańskiej

Na bazie platformy programowej i narzędziowej w wiodącym w skali światowej środowisku obliczeń naukowo – technicznych MATLAB/Simulink zbudowano obliczeniowe narzędzia dla rozwiązywania optymalizacyjnych zagadnień decyzyjnych w zakresie analizy energetycznej (generowanie zoptymalizowanych wariantów projektowych pozyskiwania ciepła do kogeneracji oraz zoptymalizowanych wariantów przesyłania ciepła) oraz narzędzie obliczeniowe tworzenia rankingu rozwiązań wariantów projektowych. Opracowane narzędzia pozwalają na wyznaczanie optymalizowanych kosztów: systemu zasilania w energię elektryczną i ciepło opartego o wykorzystanie układu uciepłownionej elektrowni jądrowej;

- systemu skojarzonego opartego o wykorzystanie elektrociepłowni klasycznej;

- systemu rozdzielonego opartego o wykorzystanie klasycznej elektrowni kondensacyjnej oraz klasycznych kotłowni-ciepłowni;

- przesyłania i rozdziału ciepła. Korzystając z tych narzędzi dokonano obliczeń kosztów rocznych dostawy energii elektrycznej i ciepła dla wariantów:

a) uciepłowniona elektrownia jądrowa (EJc), b) klasyczna elektrociepłownia (ECK) i moc uzupełniająca dostarczona z

systemu elektroenergetycznego, wytworzona w klasycznej elektrowni (ΔPSE),

c1) klasyczna elektrownia systemowa (PSE) i klasyczna ciepłownia (KC), c2) elektrownia jądrowa (EJ) i klasyczna ciepłownia (KC). o porównania kosztów rocznych i wskazania wariantu technologicznego o

najniższej ich wartości; o obliczenia kosztu jednostkowego dostawy ciepła z uciepłownionej

elektrowni jądrowej (EJc), klasycznej elektrociepłowni (ECK) i klasycznej ciepłowni (KC);

o porównania jednostkowego kosztu ciepła i wskazania wariantu o najniższej wartości tego kosztu;

o wyznaczenia wskaźników opłacalności inwestycji polegającej na budowie i eksploatacji uciepłownionej elektrowni jądrowej.

Wyniki przeprowadzonych badań symulacyjnych pozwoliły sformułować następujące wnioski:

o opłacalności systemu zasilania w cieplo i w energię elektryczna już obecnie, a zwłaszcza w przyszłości w znacznej mierze decydować będą koszty wynikające z handlu emisjami zanieczyszczeń dotyczące i obciążające przede wszystkim konwencjonalne źródła wytwórcze

na wartość funkcji kryterialnej przy ocenie opłacalności zasilania zasadniczy wpływ ma wartość kosztów związanych z przesyłaniem ciepła z uciepłownionej EJ do rejonu odbiorczego / rejonów odbiorczych.

W przyszłości należy rozważyć celowość odpowiedniego rozszerzenia funkcji kryterialnej w przypadku planowania większego poboru ciepła z elektrowni jądrowej. e-mail: Reński Andrzej, [email protected]


46/62

Odzysk uranu z pokopalnianych hałd rud uranowych

Otton Roubinek, Jacek, Palige, Monika Szolucha, Paweł Kalbarczyk

Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa, Polska

W ramach realizacji programu zadania badawczego nr. 3 „Podstawy zabezpieczenia potrzeb polskiej energetyki jądrowej” realizowane w ramach strategicznego projektu badawczego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” realizowano prace związane z badaniem procesu odzysku pozostałości uranu i innych pierwiastków hałd kopalnianych powstałych w trakcie wydobywania rud uranowych. Dane geologiczne wskazują, że w hałdach zlokalizowanych na południu Polski (okolice Jeleniej Góry) – zawartość uranu wynosi od 60 do 800 mg/kg. W oparciu o zebrane dane geologiczne do badań wykorzystano materiały pobrane z hałd w Radoniowie. Ilość pobranego materiału wynosiła ok. 1 tony. Dla wyługowania uranu i innych pierwiastków zawartych w hałdach wybrano technologię polegającą na wykorzystaniu konsorcjum mikroorganizmów dostarczonego do badań przez Wydział Biologii Uniwersytetu Warszawskiego. Proces bioługowania oraz jego końcowa wydajność zależy m.in. od szybkości napowietrzania, pH, temperatury, rodzaju inokulum (bakterie), gęstość pulpy, rozmiaru i kształtu cząstek rudy. Badania laboratoryjne przeprowadzono w dwóch wariantach prowadzenia procesu: (1) bioługowanie w kolumnie przepływowej, (2) bioługowanie w modelu złoża naturalnego z recyrkulacją cieczy ługującej. Badania w kolumnie prowadzono na instalacji w kolumnie o średnicy D=7 cm i wysokości H=90 cm. Masa wsadu stałego – 3 kg. Materiał pobrany z hałdy był rozfrakcjonowany. Do badań wydzielono frakcje: (I) 0,5 – 2,5 mm (udział we wsadzie 34 %), (II) 2,5 – 10 mm (57 %), (III) 10 – 20 mm (9 %). Inokulum, zawierające mikroorganizmy sprzyjające bioługowaniu uranu przygotowane na wydziale Biologii Uniwersytetu Warszawskiego, podawane w górnej części kolumny spływało grawitacyjnie do osadnika skąd następnie przepompowywano je ponownie na wlot kolumny. W trakcie procesu bioługowania pobrano próbki cieczy, które analizowano na zawartość wyługowanych metali oraz kontrolę pH, temperatury oraz zawartość tlenu. Proces prowadzono przy pH≈2. Uzyskany odzysk uranu w procesie bioługowania wynosiła ok. 75 % po 55 dniach prowadzenia procesu. Dla porównania, maksymalny odzysk uranu w procesie ługowania chemicznego wynosił ok. 64 %. Badania procesu bioługowania prowadzono na złożu o wymiarach 100x120x24 cm umieszczonego w skrzyniopalecie, ustawionej tak aby umożliwić swobodny odpływ cieczy (nachylenie pod kątem 2o do wypływu). W palecie była umieszczona siatka chemoodporna a na niej ruszt z kawałków rudy o wymiarach powyżej 5 cm. Wysokość rusztu 6 – 7 cm. Następnie zasypano materiał o granulacji poniżej 5 cm bez separacji. Ogólna masa w złożu wynosiła ok. 500 kg. Materiałem wsadowym była ruda z małej hałdy Radoniów. Ciecz ługująca cyrkulowała w obiegu zamkniętym. W zbiorniku dolnym następowało osadzenie się wymytych cząstek, napowietrzanie cyrkulującej cieczy oraz kontrolą pH, poprzez dodawanie kwasu siarkowego, tak aby w trakcie trwania procesu wynosiło ono pH≈2. Proces prowadzono w sposób ciągły w trakcie 180 dni. Uzyskano ok. 65 % wyługowania po około 130 dniach prowadzenia procesu. Dalsze bioługowanie prowadziło do zmniejszenia się stopnia wyługowania, co może być związane ze strąceniem się uranu w złożu. Uzyskane wyniki wykorzystane zostały w trakcie przygotowywania założeń technicznych instalacji bioługowania o przerobie ok. 30 ton wsadu. Otton Roubinek, [email protected]


47/62

Wpływ geometrii pasywnego autokatalitycznego rekombinatora wodoru o budowie płytowej na

szybkość usuwania wodoru

Antoni Rożeń

Politechnika Warszawska, Wydział Inżynierii Chemicznej i Procesowej Waryńskiego 1, 00-645 Warszawa

Woda używana do chłodzenia reaktora jądrowego lekkowodnego ulega radiolizie i reaguje z cyrkonem z koszulek paliwowych, co prowadzi do powstania gazowego wodoru, który gromadzi się w obiegu chłodzenia reaktora, zbiorniku reaktora oraz budynku reaktora. Stwarza to realne niebezpieczeństwo niekontrolowanego zapłonu wodoru. W celu usunięcia wodoru lub obniżenia jego stężenia stosuje się m.in.: kontrolowane spalanie wodoru, katalityczną rekombinację wodoru, rozcieńczanie wodoru za pomocą gazu neutralnego czy wentylację budynku reaktora. Rekombinację wodoru prowadzi się w pasywnych autokatalitycznych rekombinatorach wodoru (PAR). W zależności od przyjętej strategii ochrony przed wzrostem stężenia wodoru, wewnątrz budynku reaktora instaluje się od kilku (Westinghouse AP1000) do kilkudziesięciu (German PWR Konvoi, French EPR Flamanville 3) urządzeń PAR.

W skrzynkowej obudowie PAR, w jej dolnej części instaluje się od kilkudziesięciu do kilkuset cienkich metalowych płyt pokrytych katalizatorem platynowym lub palladowym. Górna, pusta część rekombinatora stanowi rodzaj komina, gdzie powstaje siła naturalnego ciągu wywołująca samoczynny przepływ gazu przez urządzenie. Wodór i tlen obecne w zimnym gazie wlotowym adsorbują się na powierzchni katalizatora i reagują ze sobą, tworząc wodę. Ciepło reakcji nagrzewa PAR i znajdujący się w nim gaz, który wypływa przez komin.

W ramach tej pracy zbadano wpływu szerokości i długości kanałów pomiędzy płytami z katalizatorem oraz wysokości odcinka kominowego PAR na szybkość usuwania wodoru z gazu wlotowego. Do realizacji tych zadań zastosowano mechanistyczny model PAR, który uwzględnia złożoną kinetykę reakcji rekombinacji wodoru oraz wykorzystuje dostępne w literaturze korelacje na współczynniki wnikania ciepła i masy w warunkach konwekcji mieszanej: naturalnej i wymuszonej. Model ten w połączeniu z odpowiednio sformułowanym równaniem ciągu kominowego pozwolił na wykonanie obliczeń, w wyniku których ustalono optymalną geometrię kanałów pomiędzy płytami z katalizatorem. Wyznaczono wpływ długości komina rekombinatora na wydajność urządzenia oraz zidentyfikowano źródła największych oporów przepływu gazu przez rekombinator. Wyniki obliczeń zostały pozytywnie zweryfikowane poprzez porównanie ich z dostępnymi w literaturze danymi eksperymentalnymi dotyczącymi wydajności przemysłowego rekombinatora wodoru Areva/Siemens FR1-380T w różnych warunkach operacyjnych. Antoni Rożeń: [email protected]


48/62

Ochrona fizyczna materiałów jądrowych

Krzysztof Rzymkowski

Stowarzyszenie Ekologów na Rzecz Energii Nuklearnej

Ochrona fizyczna materiałów jądrowych jest jednym z najważniejszych elementów bezpieczeństwa jądrowego. W prezentacji przedstawiono zasady zabezpieczania dla różnych kategorii materiałów jądrowych zawarte w dokumentach międzynarodowych. Zabezpieczenia dotyczą przede wszystkim ewentualności kradzieży lub sabotażu materiałów radioaktywnych na poszczególnych szczeblach ich powstawania i przekształceń, wykorzystania materiałów jądrowych deklarowanych jako paliwo jądrowe do celów militarnych, oraz przeciwdziałania wypadkom i atakom terrorystycznym. Celem zabezpieczeń jest minimalizacja ryzyka skażenia oraz narażenia zdrowia i życia ludności. Przedstawiono typy materiałów jądrowych oraz typy obiektów objętych zabezpieczeniem, typy zagrożeń oraz zabezpieczeń. Szczególny nacisk położono na zagrożenia cybernetyczne i potrzebę koordynacji poszczególnych form zabezpieczeń, czyli tworzenia kompleksowego systemu zabezpieczeń.

e-mail: [email protected]



49/62

Synteza metodą zol-żel ceramicznych matryc (Ti) opartych na hollandycie, przeznaczonych do

zestalania odpadów promieniotwórczych

Tomasz Smoliński 1, Andrzej Deptuła 1, Danuta Wawszczak 1, Wiesława Łada 1, Patryk Wojtowicz 1, Tadeusz Olczak 1, Marcin Brykała 1,

Marcin Rogowski 1, Magdalena Miłkowska 1, Andrzej G. Chmielewski 1, Fabio Zaza 2

1 Institute of Nuclear Chemistry and Technology (INCT), 03-195 Warsaw, Poland 2 ENEA-Casaccia Research Centre,UTPRA-GEOC SP011,Via Anguillarese 301,00123

Rome Italy

Ze względu na dużą różnorodność oraz źródło pochodzenia, skład chemiczny odpadów radioaktywnych może być bardzo zróżnicowany. Odpady mogą zawierać pierwiastki o dużym stopniu radiotoksyczności, co zwiększa ryzyko ich składowania. W perspektywie długoterminowego składowania takich odpadów niezbędne jest pełne odizolowanie ich od środowiska. Dlatego też odpady promieniotwórcze przed ich długoterminowym składowaniem są zestalane w szkłach lub materiałach ceramicznych. Jest to jedna z najważniejszych barier zapobiegających migracji pierwiastków zawartych w odpadach. Materiał zestalający (matryca) ma za zadanie trwale związać radionuklidy w swojej strukturze na wiele tysięcy lat, nawet w przypadku gdy pojemnik, w którym początkowo zamknięty jest odpad ulegnie korozji. Matryca zestalająca radionuklidy powinna być odporna na warunki panujące w składowisku. Materiał ten musi się cechować odpowiednią wytrzymałością, a szczególnie zapobiegać wymywaniu radionuklidów z materiału zestalającego. Szeroko badanym materiałem do zestalania produktów rozpadu promieniotwórczego jest hollandyt BaAl2Ti6O16. Zwiazek ten w swojej strukturze ma zdolność zestalania cezu. Do syntezy wykorzystano z TiCl4, jako źródło tytanu. W trakcie procesu w strukturę hollandytu wbudowano Sr, Co Cs i Nd, jako surogaty odpowiednich radionuklidów obecnych w odpadach promieniotwórczych. Wymienione pierwiastki wbudowywano w stosunkach molowych 10% oraz 20% względem Ba. Uzyskane materiały poddano badaniom termograwimetrycznym (TG, DTG) w celu zaprojektowania procesu obróbki termicznej. Próbki poddano badaniom strukturalnym XRD. Wyniki XRD oraz EDS potwierdzają fakt, iż badane surogaty zostały wbudowane w strukturę matrycy. Przeprowadzono również badania nad wymywaniem surogatów z uzyskanych pastylek w celu zweryfikowania, czy uzyskane materiały są wystarczająco odporne na działanie wody, która może znajdować się w składowisku i powodować rozprzestrzenianie się radionuklidów w środowisku. Badania nad zol-żelowymi metodami syntezy poszczególnych materiałów ceramicznych będących komponentami Synroc były częścią prac badawczych Projektu Strategicznego w zadaniu badawczym nr 4 pt.: „Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi” etap 8.


50/62

Influence of entrainment and deposition model on critical heat flux prediction by CATHARE-3 system code.

Michał Spirzewski Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Świerk

In various heat system the phenomenon of water evaporation, such as Nuclear Reactors, is limiting the operation due to the critical heat flux occurrence. For such system, the occurrence of critical heat flux can be described as a sudden rise in the heating wall temperature. Unfortunately, there are many mechanisms that may happen in the flow leading to the aforementioned temperature rise. In boiling water reactors which operate at high values of steam quality, this phenomenon is called dryout, and occurs when thin water film on the fuel rods evaporates and leaves the heating surface in direct contact with vapour phase. So far, the most common methods of predicting the dryout are empirical correlations, which are accurate in theirs narrow applicable conditions. Additionally, to develop these method for broader range of flow conditions, greater effort is required in terms of performing experiments on a full-scale installations. There are, as well, flow conditions that cannot be described by a single parameter, which only add to the complexity of the task. Because of these facts, the need for more accurate and less empirical methods emerged along with more optimized nuclear fuel. As a result, phenomenological models are required to satisfy the needs of nuclear industry. In this work two phenomenological models are presented and their performance is compared in the CATHARE-3 system code. One model, by Hewitt and Govan, has been chosen as a default in CATHARE-3 system code and the other is developed by Okawa et al. and was implemented by the author. The comparison was performed on the experimental data coming from KTH, Stockholm in which film flow was measured. The experiment was designed with vertical tube in which varying parameters were: heating profile, mass flux, power level. The results served as a reference for precision of aforementioned models. The comparison shows that the general behaviour of entrainment and deposition phenomena is captured by both models, however, discrepancies are still present and models’ implementation require more refinement.


51/62

WYKORZYSTANIE KODÓW OBLICZENIOWYCH DO ANALIZ BEZPIECZEŃSTWA

OBIEKTÓW JĄDROWYCH

Ernest Staroń Państwowa Agencja Atomistyki

Misją Państwowej Agencji Atomistyki (PAA) jest zapewnienie by działalność mogąca powodować narażenie na promieniowanie jonizujące była prowadzona w sposób bezpieczny dla pracowników i społeczeństwa. Szczególnym rodzajem tego typu działalności jest eksploatacja elektrowni jądrowej. W związku z planami budowy elektrowni jądrowej w Polsce, PAA musi zadbać o to by projekt elektrowni był maksymalnie bezpieczny a potem jej eksploatacja pozbawiona problemów. Jednym z ważnych zadań w tym procesie jest dokonanie analizy bezpieczeństwa obiektu przy zastosowaniu narzędzi obliczeniowych. Realizując wymienione zadanie utworzono Wydział Analiz Bezpieczeństwa Obiektów Jądrowych i zadbano o dostęp do wybranych kodów komputerowych służących do przeprowadzania analiz bezpieczeństwa. Prezes PAA podpisał m.in. porozumienie z amerykańskim dozorem jądrowym o współpracy naukowo-technicznej. Dzięki temu PAA uzyskała dostęp do narzędzi którymi posługuje się USNRC. Innym źródłem programów obliczeniowych są zasoby OECD NEA Data Bank do którego Polska uzyskała dostęp w tym roku. Na dzień dzisiejszy w WAOJ posługujemy się programami do obliczeń deterministycznych i probabilistycznych. Są to przede wszystkim RELAP i TRACE – dwa kody cieplno-przepływowe do przeprowadzania tzw. systemowych analiz bezpieczeństwa, MELCOR – kod do analiz przebiegu awarii ciężkich, SCALE i PARCS - programy do obliczeń przekrojów czynnych i aktywności izotopów oraz wypalenia paliwa oraz SAPHIRE – program do przeprowadzania analiz probabilistycznych. Posługiwanie się wymienionymi programami wymaga dużego doświadczenia, wiedzy o możliwym przebiegu różnych zjawisk fizycznych a na koniec umiejętności przeprowadzenia dyskusji i oceny otrzymanych wyników. Inną formą nabywania doświadczenia jest udział w konferencjach i międzynarodowych warsztatach. Wychodząc naprzeciw takim wymaganiom, PAA zdecydowała się uruchomić zindywidualizowane programy szkoleniowe i konsultacje z wybranymi znakomitymi zagranicznymi ekspertami. Dzięki temu, pracownicy Wydziału Analiz już obecnie są w stanie wykonać poważną analizę wybranego obiektu jądrowego i ocenić otrzymane rezultaty. Przykładowo, przy użyciu programu RELAP wykonano analizę kanału paliwowego „Marii”, zaś przy użyciu programu MELCOR wykonano symulację awarii ciężkiej reaktora AP600. Niektóre wyniki zostały sprawdzone i opublikowane jako raporty USNRC. Wymienione wcześniej programy są nieustannie udoskonalane i walidowane. Temu celowi służą spotkania użytkowników połączone z prezentacjami i dyskusjami jak również liczne eksperymenty o bardzo różnym zakresie badawczym. Zdecydowana większość z nich dotyczy pojedynczych zjawisk fizycznych. Niektóre jednak obejmują szerszy zakres zjawisk np. zachowania całego obiegu chłodzenia kanału paliwowego. Mimo że wykonywanie eksperymentów jest dość kosztowne to ponoszone nakłady przynoszą wyraźne korzyści w postaci większej dokładności analiz i zmniejszenia zakresu niepewności wyników przeprowadzanych obliczeń.


52/62

Pokrycia ochronne koszulek cyrkonowych dla

zwiększenia ich odporności na utlenianie w warunkach awarii typu LOCA

Wojciech Starosta 1, Marek Barlak 2, Piotr Tomassi 3, Bożena Sartowska 1, Lech Waliś 1, Magdalena Miłkowska 1

1) Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa, Polska 2) Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Otwock-Świerk, Polska 3) Instytut Mechaniki Precyzyjnej, Warszawa, Polska

Energetyka jądrowa jest efektywną ekonomicznie metodą generacji ciepła i energii elektrycznej, która nie powoduje emisji gazów cieplarnianych oraz zdolna jest do zabezpieczenia rosnących potrzeb energetycznych ludzkości na przestrzeni wielu lat. Mimo tych niewątpliwych zalet często obserwuje się negatywne nastawienie opinii publicznej i decydentów do jej rozpowszechniania. Wpłynęły na to doświadczenia wyniesione z usuwania skutków kosztownych awarii jakie miały miejsce w ostatnich latach w Fukushimie i Czarnobylu.. W celu przeciwdziałania podobnym awariom w przyszłości uwaga badaczy oraz organizacji zajmujących się rozwojem technologii jądrowych (IAEA, NEA) zwróciła się w stronę opracowania elementów paliwowych o zwiększonej odporności na niekorzystne warunki termiczne panujące w warunkach utraty możliwości chłodzenia rdzenia – koncepcja tzw. Accident Tolerant Fuels. Wśród proponowanych rozwiązań najbardziej radykalne zmierzają do zastąpienia koszulek cyrkonowych koszulkami wykonanymi z węglika krzemu, który cechuje się znacznie większą odpornością na korozję w środowisku wodnym w porównaniu do stopów cyrkonu i w konsekwencji jest w stanie zapewnić integralność elementów paliwowych w sytuacjach awaryjnych wywołanych utratą chłodziwa w stosunkowo długim przedziale czasu. Inne zaś, zakładają modyfikację istniejących układów paliwowych poprzez nanoszenie na powierzchnię koszulek cyrkonowych warstw ochronnych odpornych na utlenianie wysokotemperaturowe. Koncepcja nanoszenia pokryć ochronnych jest intersująca o tyle, że zachowane zostają opracowane dotychczas, dobrze poznane, układy paliwowe oparte na paliwie tlenkowym i koszulce ze stopu cyrkonu. Dzięki temu wydaje się możliwe wdrożenie proponowanego rozwiązania w krótszej perspektywie czasowej niż miałoby to miejsce w przypadku całkowicie nowych rozwiązań technologicznych. W Instytucie Chemii i Techniki Jądrowej podjęto prace nad modyfikacją warstwy wierzchniej stopów cyrkonu w celu zwiększenia ich odporności na korozję wysokotemperaturową w środowisku wodnym. Prace te były prowadzone w latach 2012-2015 w ramach programu strategicznego NCBJ „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej”. Obecnie prace te są kontynuowane w ramach projektu CRP IAEA: Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels for Water-Cooled Reactors with Increased Accident Tolerance - ACTOF. Zmierzają one do znalezienia bardziej wydajnej metody modyfikacji właściwości warstwy wierzchniej opartej na nanoszeniu odpornych termicznie pokryć z układu cyrkon-krzem (krzemki cyrkonu oraz krzemian cyrkonu). Wśród rozważanych metod nanoszenia pokryć brane są pod uwagę: plazmowe utlenianie cyrkonu w roztworach krzemianów zawierających dodatkowo jony metali zwiększających odporność na utlenianie wysokotemperaturowe (Cr, Mo, W) oraz metoda zol-żel z wykorzystaniem zoli krzemowo-cyrkonowych oraz tychże zoli dotowanych wybranymi pierwiastkami. W celu obróbki naniesionych pokryć stosowane są metody obróbki termicznej, metoda intensywnych impulsów plazmowych, oddziaływania wiązki laserowej lub elektronowej. W pracy zostaną przedstawione uzyskane dotychczas wyniki badań.

Główny autor: Wojciech Starosta, [email protected] Prezentujący autor: Bożena Sartowska, [email protected]



53/62

Hypothetical model of helium migration in the UO2 fuel during neutron irradiation

Marcin Szuta, Ludwik Dąbrowski

National Centre for Nuclear Research, 05-400 Otwock-Świerk, Poland

It is known that large amount of noble gases are retained in the high burn-up fuel. Release of both the helium atoms and the fission gas of xenon atoms behave alike during annealing process. This let us to infer that migration and release of helium from the fuel under irradiation is also alike the fission gas products - the same mechanisms control these. Therefore, the hypothetical modeling of helium migration and release during irradiation is described by the defect trap model of fission gas behavior published earlier. Two stages of helium and xenon release from the highly burned fuel during annealing are observed. The first stage starts at the temperature about 900 K (627 oC) and the second stage starts at about 1350 K (1077 oC). The amount of gas released in the first stage is smaller in comparison with the amount in the second stage. Helium atom located in the octahedral interstitial position of perfect crystal lattice UO2 is submitted to strong repulsive forces from the surrounding metal and oxygen atoms, which means that it is in a deep potential well of depth preventing it from any movement in the crystals even at very high temperatures. Thus the octahedral interstitial positions in uranium dioxide, are effective traps for helium atoms. Applying the “Ab initio” calculations using the Wien2k program package we estimated the static energy barrier between interstitial sites in perfect lattice UO2+He. on about 4.15 eV. It is proved that the gas release in the second stage is controlled by the grains re-crystallization which starts at the temperature about 1100 oC for the highly burned fuel. According to our opinion in analysis of immobilization of helium atoms produced in the fuel, one should involve both the solid nuclear fuel material and its nano meter thick layer of surface (see Fig. 1) – we mean the total surface area of the fuel.

Fig.1 Escape routes of helium through the metal surface (1) or oxygen surface (2). Because the total surface area of the highly burned fuel is huge, the release of noble gases in the first stage is remarkable during annealing. In the area of nano superficial layer only good places for the immobilization of helium atoms are closest to the metallic surface octahedral sites, for which the barrier height is V0=1.9 eV, what corresponds to the temperature equal to about 600 oC what is evaluated by “Ab initio” calculation.

[email protected]

1

2



54/62

Strategiczny projekt badawczy „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej

energetyki jądrowej”

Małgorzata Świderska Narodowe Centrum Badań i Rozwoju, Warszawa

Idea projektu badawczego z obszaru obejmującego chemię, fizykę i technologię jądrową powstała w polskim środowisku naukowym zmaterializowała się w połowie 2010 roku w postaci zlecenia przez Ministra Nauki i Szkolnictwa Wyższego Narodowemu Centrum Badań i Rozwoju realizacji strategicznego projektu badawczego w zakresie energetyki jądrowej. Decyzja ta była spójna z przyjętą przez Radę Ministrów „Polityką energetyczną Polski do 2030 roku”. Obszary tematyczne projektu, wstępnie określone przez Ministerstwo, zostały uszczegółowione przez członków Komitetu Sterującego projektu. Kwota dofinansowania projektów wynosiła 50 mln zł. W dwóch turach konkursowych wyłoniono realizatorów 10 zadań badawczych w projekcie, mianowicie: 1. Rozwój wysokotemperaturowych reaktorów do zastosowań przemysłowych (lider

konsorcjum – Akademia Górniczo-Hutnicza); 2. Badania i rozwój technologii dla kontrolowanej fuzji termojądrowej (liderem

konsorcjum był Instytut Fizyki Jądrowej im. Henryka Niewodniczańskiego PAN); 3. Podstawy zabezpieczenia potrzeb paliwowych polskiej energetyki jądrowej (lider

sieci naukowej – Uniwersytet Warszawski); 4. Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem

i odpadami promieniotwórczymi (wykonawca – Instytut Chemii i Techniki Jądrowej); 5. Analiza możliwości i kryteriów udziału polskiego przemysłu w rozwoju energetyki

jądrowej (lider sieci naukowej - Politechnika Warszawska); 6. Rozwój metod zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej dla

bieżących i przyszłych potrzeb energetyki jądrowej (lider sieci naukowej – Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej);

7. Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego (lider sieci naukowej – Instytut Chemii i Techniki Jądrowej);

8. Analiza procesów zachodzących przy normalnej eksploatacji obiegów wodnych w elektrowniach jądrowych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego (lider sieci naukowej – Instytut Chemii i Techniki Jądrowej);

9. Opracowanie metod i wykonanie analiz bezpieczeństwa w reaktorach jądrowych przy zaburzeniach w odbiorze ciepła i w warunkach ciężkich awarii (wykonawca – Politechnika Warszawska);

10. Opracowanie metody i wykonanie przykładowej analizy systemowej pracy bloku jądrowego z reaktorem wodnym przy częściowym skojarzeniu (wykonawca – Politechnika Gdańska).

W trakcie prezentacji przedstawiono najważniejsze rezultaty i osiągnięcia poszczególnych zadań badawczych oraz wartość dodaną dla środowiska naukowego wynikającą z realizacji tego projektu. Realizacja projektu zakończyła się we wrześniu br. Obecnie trwa procedura rozliczania merytorycznego i finansowego większości zadań badawczych.

Małgorzata Świderska, [email protected]



55/62

High Temperature Water Radiolysis from Perspective of Nuclear Power Applications

Dorota Światla-Wójcik

Lodz University of Technology, Faculty of Chemistry, Institute of Applied Radiation Chemistry (IARC), Zeromskiego 116, 90-924 Lodz, Poland

High temperature water radiolysis has become an important field of research when water-cooled nuclear power reactors came into use. In boiling water reactors (BWR) and pressurized water reactors (PWR) the nuclear core is cooled by liquid water at a temperature in the range of 285 – 300 oC, depending on the particular reactor design.

Exposition of the coolant to 2 MeV neutrons and -rays generates short-living radicals and ionic species. Mutual reactions of these transient species result in the formation of stable molecular products: H2 and O2. Irradiation-assisted production of oxy-hydrogen gas and formation of corrosive agents pose severe problems. The harmful effect of strong oxidants, H2O2 and O2, is strengthened by low pH and trace impurities from defective fuel, corrosion or erosion of fuel clad, steam or cover gas ingress, and corrosion products itself. In operational reactors it is necessary to select conditions such that the radiolytic decomposition of the water is suppressed. A knowledge of radiation chemistry of high temperature water is important to maintain integrity and safety of liquid water-cooled reactors (LWRs). Radiolytic production of O2 and H2 is a complex process, strongly dependent on temperature and radiation-type. Therefore, it is challenging to recognize the principal reactions that govern production of oxy-hydrogen gas and material degradation of the coolant piping system. Computational methods, which should be closely integrated with measurements, provide qualitative and quantitative insights into the radiation-induced chemistry at different time scales replacing difficult or dangerous experiments in severe environment. The presentation highlights recent advances in the field of hydrogen chemistry of irradiated high temperature water and discusses computing capability of the newly developed hybrid method, which can be employed for numerical modeling of radiation-induced chemistry of LWR coolant. These studies were carried out in IARC in Lodz University of Technology under Subtask #3 in Research task No. 7 of the strategic research project “Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” financed by the National Research and Development Centre. Światła-Wójcik Dorota, [email protected]


56/62

Synergia: energia jądrowa-węgiel dla bezpieczeństwa energetycznego Polski

Stefan Taczanowski Katedra Energetyki Jądrowej, Wydział Energetyki i Paliw, Akademia Górniczo–Hutnicza, Kraków

Stan obecnej sytuacji międzynarodowej radykalnie podnosi znaczenie bezpieczeństwa energetycznego ogólnie, a Polski dotyczy jeszcze daleko głębiej niż innych krajów UE. Hasło dekarbonizacji w walce z CO2 znalazło mocne poparcie nie tylko w Komisjach

UE, lecz także w Parlamencie Europejskim. Przy 84% energii elektrycznej produkowanej z węgla, braku innych krajowych nośników energii oraz imporcie (>90%) paliw płynnych z kierunków wschodnich, przymus rezygnacji z węgla stawia Polskę w obliczu poważnego zagrożenia. Jednak rozwiązania tych problemów bezpieczeństwa energetycznego może dostarczyć zastosowanie energii jądrowej. Istota proponowanej koncepcji polega na wykorzystaniu fizycznych i ekonomicznych własności użytych nośników energii substratów (gł. węgla) i produktów (gł. paliw silnikowych). Można wykazać, że (por. Tab.1), paliwa silnikowe (benzyny, olej napędowy) cechuje najwyższa jednostkowa cena energii netto, (tj. nie uwzględniająca żadnych opłat powszechnie stosowanych na całym świecie). Natomiast najniższą ceną odznacza się energia w postaci węgla.

Tab.1 Ile wart jest 1 GJ?

Nośnik energii Benzyna Gaz ziemny Węgiel kamienny Energia elektr.

Cena info.dodatkowe:

~2.5zł/kg (netto)

15÷6$/103m3 60$/t ~35÷50U$/MWh

GTE (giełda)

Cena [U$/GJ] ~15 ~2÷4 ~2 ~10÷14

Opłata CO2/GJ (30U$/t) ~2.5 ~2 ~4

jądrowa węgiel 0 ~8

Porównanie tych liczb wskazuje ogólny kierunek korzystnych konwersji energii: przemian nośników tańszych w droższe, czyli węgla w paliwa węglowodorowe. Wymaga to energii do wyprodukowania wodoru i przyłączenia do węgla. Konieczność dostarczenia gospodarce polskiej dostatecznej ilości energii elektrycznej już w horyzoncie dekady sugeruje wykorzystanie obecnie dominującej w świecie i dojrzałej technologii reaktorów jądrowych chłodzonych wodą. Dodatkową możliwość dostarcza zmienna cena energii elektrycznej (niska w dolinie i wysoka w szczycie), co uzasadnia produkcję wodoru jedynie poza szczytem obciążenia – w razie bardziej palących potrzeb elektroenergetyki i bardziej atrakcyjnych dla producenta, cen energii szczytowej.

Zarysowana tu koncepcja wykorzystuje technologie zasadniczo znane i oddzielnie eksploatowane od dawna:

Komercyjne reaktory jądrowe do produkcji energii elektrycznej działają od blisko 60 lat.

Otrzymywanie paliw silnikowych z węgla na wielką skalę stosowano w Niemczech w

czasie II wojny światowej (np. metoda bezpośrednia Bergiusa lub proces Fischera-Tropscha), nadal są stosowane w RPA i rozwijane Chinach.

Elektrolityczne pozyskiwanie wodoru, jest technologią rozwiniętą na skalę przemysłową.

Natomiast istotnie nowym elementem wymagającym badań dla optymalizacji

systemu pozostaje jego integracja w jedną całość perfekcyjnie współpracujących, bezpiecznych technologii.

Upłynnianie węgla przy użyciu energii jądrowej jest to jednocześnie: # Synergia Energii z Węglem drogą dywersyfikacji bazy paliwowej zapewniająca

bezpieczeństwo dostaw energii elektrycznej. # Redukcja importu węglowodorów z Federacji Rosyjskiej oznaczająca nie tylko

podniesienie bezpieczeństwa paliwowego i jednocześnie politycznego Polski, ale także redukcja wypływu pieniądza zużywanego tym samym wewnątrz kraju i zatrudnienie licznej "siły roboczej" regionu. Śląskiego.

# Utrzymanie eksploatacji węgla dla produkcji paliw silnikowych, bez opłat za emisję CO2.


57/62

Synteza metodą zol-żel szkieł krzemionkowych stosowanych w zestalaniu odpadów

promieniotwórczych

Patryk Wojtowicz, Andrzej Deptuła, Danuta Wawszczak, WiesławaŁada, Tomasz Smoliński, Tadeusz Olczak, Marcin Brykała, Marcin Rogowski,

Magdalena Miłkowska, Andrzej G. Chmielewski

Instytut Chemii i Techniki Jądrowej (ICHTJ), 03-195 Warszawa, Polska

Elektrownia jądrowa oprócz swoich zalet takich jak na przykład duża moc reaktorów jądrowych i wytwarzanie energii elektrycznej w sposób ekologiczny ma też swoje wady. Podczas pracy takiej elektrowni powstają wysokoaktywne odpady promieniotwórcze, do których zaliczane jest wypalone paliwo jądrowe. Wypalone paliwo jądrowe zawiera uran, pluton, produkty rozszczepienia uranu i aktynowce mniejszościowe, do których należy na przykład izotop ameryku 241Am i izotop kiuru 244Cm. Pierwiastki te emitują promieniowanie niebezpieczne dla życia ludzkiego i środowiska. Z tego powodu odpady tego rodzaju poddawane są procesowi kondycjonowania (zestalania) w szkłach krzemionkowych. Wynika to z faktu, że szkła krzemionkowe mają korzystne właściwości mechaniczne takie jak na przykład wysoka wytrzymałość na ściskanie, na rozciąganie, na zginanie i duża twardość. Dzięki temu nie istnieje ryzyko przedostania się odpadu jądrowego do otoczenia na przykład wskutek pęknięcia szkła krzemionkowego poddawanego dużym naprężeniom. W celu syntezy szkieł krzemionkowych metodą zol-żel wykorzystano TEOS (tetraetoksysilan), związek będący źródłem krzemu. Szkła te dotowano surogatami pierwiastków obecnych w wypalonym paliwie jądrowym. Do struktury szkieł krzemionkowych wprowadzono cez, stront, kobalt i neodym. Szkła te uzyskano w wyniku obróbki termicznej żeli krzemionkowych w powietrzu. Temperatury obróbki termicznej zostały określone na podstawie wyników uzyskanych metodami analizy termicznej (TG i DTA). Strukturę materiałów po obróbce termiczne zbadano za pomocą dyfrakcji promieniowania rentgenowskiego (XRD). Badania przeprowadzone metodą XRD wykazały, że struktura materiałów po obróbce cieplnej jest amorficzna. Fakt ten świadczył o otrzymaniu szkieł krzemionkowych. Metodą EDS potwierdzono skład chemiczny szkieł krzemionkowych otrzymanych po obróbce termicznej. Zbadano również odporność szkieł krzemionkowych na działanie wody poprzez przeprowadzenie testu ługowania cezu, strontu, kobaltu i neodymu z wyżej wymienionych materiałów. W oparciu o zmierzone stężenia pierwiastków w wodzie dejonizowanej określono ich szybkości ługowania ze szkieł krzemionkowych. Test ługowania pozwolił ocenić, czy szkła krzemionkowe otrzymane metodą zol-żel spełniają standardy dotyczące trwałego wbudowania się pierwiastków w ich strukturę. Badania nad syntezą szkieł krzemionkowych metodą zol-żel były prowadzone w ramach Projektu Strategicznego w zadaniu badawczym nr 4 pt.: „Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi” etap 8.


58/62

Secondary Standard Dosimetry Laboratory

w Centralnym Laboratorium Ochrony Radiologicznej

Katarzyna Wołoszczuk, Kamil Szewczak

Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej, 03-194 Warszawa, ul. Konwaliowa 7,

W 1976 roku Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (IAEA) razem ze Światową Organizacją Zdrowia (WHO) utworzyły sieć Dozymetrycznych Laboratoriów Wzorców Wtórnych (ang. Secondary Standard Dosimetry Laboratories (SSDLs)), znaną jako IAEA/WHO SSDL Network. SSDLs są desygnowane przez właściwe organy krajowe i stanowią ogniwo łączące międzynarodowe i/lub państwowe wzorce dozymetryczne z użytkownikami w danym kraju (Rys.).

Obecnie, członkami sieci jest ponad osiemdziesiąt laboratoriów z różnych krajów świata. Sieć SSDL jest wspomagana przez większość krajowych laboratoriów wzorców pierwotnych, organizacje międzynarodowe (np. ICRU, International Office of Weights and Measures- BIHM) oraz Komitet Naukowy SSDL. Celem działalności międzynarodowej sieci laboratoriów SSDL jest osiągnięcie i udoskonalenie dokładności pomiarów dozymetrycznych w radioterapii i ochronie radiologicznej, zarówno w zakresie monitoringu osób zawodowo narażonych na promieniowanie jonizujące, jak i w monitoringu ogółu ludności i środowiska. Współpraca laboratoriów SSDL i uczestniczenie w naukowych programach organizowanych przez IAEA umożliwiają sprawdzenie aparatury i sprzętu kalibracyjnego, technik pomiarowych oraz wymianę informacji. Działalność laboratoriów ma również na celu zapewnienie implementacji aktualnego stanu wiedzy w dziedzinie pomiarów dozymetrycznych. Plan SSDL w Centralnym Laboratorium Ochrony Radiologicznej obejmuje swym zakresem trzy stanowiska kalibracyjne, Gamma, RTG oraz Beta Secondary Standard 2 (BSS). Stanowisko Gamma wyposażone w źródła Cs-137 oraz Co-60 umieszczone w irradiatorze oraz w zautomatyzowaną ławę kalibracyjną z laserowym systemem pozycjonowania. Stanowisko kalibracyjne RTG wyposażone jest w lampę rentgenowską z zestawem filtrów umożliwiających uzyskiwanie widm serii wąskiej (N) zgodnych z wymaganiami normy PN-ISO 4037-1 . Stanowisko BSS wyposażone jest w irradiator ze źródłami Sr-90, Kr-85 oraz Pm-147 oraz oprogramowanie umożliwiające określanie wartości wzorcowych dawek promieniowania beta.

Główny autor: mgr inż. Katarzyna Wołoszczuk, e-mail: [email protected]



59/62

Możliwości i ograniczenia urządzeń i strategii stosowanych przy usuwaniu wodoru uwalnianego w trakcie awarii reaktora

Zbigniew Zimek, Roman Karol, Sebastian Długoń Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Dorodna 16, 03-195 Warszawa

Jednym z bieżących zadań dotyczących bezpiecznej eksploatacji reaktorów w

elektrowniach jądrowych jest zapewnienie bezpieczeństwa związanego z możliwością emitowania znacznych ilości wodoru w trakcie poważnej awarii reaktora jądrowego. O wadze tego problemu świadczą wydarzenia z przeszłości a w szczególności awarie w EJ Three Mile Island, U.S.A., EJ w Czarnobylu, Z.S.R.R. i EJ Fukushimie w Japonii.

Należy dokonać oceny poziomu bezpieczeństwa stosowanych urządzeń, służących do usuwania wodoru z uwagi na zaobserwowane niedoskonałości ich działania w określonych warunkach. Brak pewności w działaniu zapłonników i rekombinatorów wodoru prowadzi nawet do formułowania skrajnych opinii o zaprzestaniu ich stosowania do czasu wprowadzenia niezbędnych modyfikacji eliminujących zaobserwowane niedoskonałości. Istnieje także konieczność znaczącej udoskonalenia stosowanego obecnie wyposażenia do monitorowania poziomu wodoru i tlenu, oraz doprowadzenie do wykorzystania danych z testów uwalniania radionuklidów do prognozowania poziomu uwalniania wodoru z obudowy bezpieczeństwa dla różnych scenariuszy poważnej awarii reaktora jądrowego.

Kluczowe znaczenie dla uniknięcia ryzyka związanego z obecnością wodoru w obudowie bezpieczeństwa ma określenie sposobu transportu i mieszania się komponentów gazowych, a w szczególności zjawiska formowania się obszarów o podwyższonej koncentracji wodoru. Początkowo sądzono w krajach europejskich, że takie podejście ma szczególne znaczenie dla reaktorów typu PWR, charakteryzujących się obudową bezpieczeństwa o znacznych rozmiarach. Jednak doświadczenia związane z reaktorami typu BWR w EJ Fukushima, o stosunkowo niewielkiej objętości obudowy bezpieczeństwa wykazały, że precyzyjne określenie rozkładu mieszaniny gazowej dla różnych termicznych uwarunkowań jest szczególnie potrzebne także dla tego typu rozwiązań konstrukcyjnych. Dopracowanie przyjętej strategii w zakresie rozcieńczania wstępnego i awaryjnego a także mieszania powinny uwzględniać możliwość występowania samoistnego zapłonu spalania jak też dodatkowe czynniki takie jak złożoność procesu, ograniczony czas na podjęcie decyzji, warunki uruchomienia i zakończenia podejmowanych akcji. Na chwilę obecną brak pełnej informacji technicznej i ekonomicznej w zakresie możliwości wykorzystania absorpcji wodoru i tlenu, dla poprawy warunków bezpieczeństwa podczas awarii.

Istnieje konieczność dopracowania i eksperymentalnego potwierdzenia komputerowego modelu bezpieczeństwa zapewniającego określenie poziomu emisji wodoru w wyniku poważnej awarii a w efekcie określenie dla wszystkich elektrowni jądrowych ogólnej ilości wodoru emitowanego podczas poważnej awarii. Postuluje się zmodyfikowanie diagnostyki rdzenia w celu dostarczenia niezbędnych informacji nakazujących przejście od zarządzania stanem awaryjnym do zarządzania zgodnego z procedurami dotyczącymi poważnej awarii.

e-mail: [email protected]


60/62

W konkurs plakatów nagrodzono pracę: Łukasz Koszuk, Małgorzata Klisińska Analiza bezpieczeństwa reaktora HTR-10 ze złożem usypanym za pomocą kodu KENO-VI/SCALE. Postanowiono również przyznać 3 równorzędne wyróżnienia za prace: Jacek Boguski, Grażyna Przybytniak, Krzysztof Mirkowski, Wojciech Głuszewski Ocena wpływu promieniowania gamma na degradację kabli elektrycznych zainstalowanych w elektrowniach jądrowych metodami termicznymi, Erwin Lalik, Michał Kołodziej, Robert Kosydar, Tomasz Szumełda, Alicja Drelinkiewicz Reakcja rekombinacji wodoru i tlenu w obecności katalizatorów bimetalicznych Pd-Pt na nosnikach SiO2 I MoO3, Michał Spirzewski Influence of entrainment and deposition model on critical heat flux prediction by CATHARE-3 system code.


61/62

Polskie Towarzystwo Nukleoniczne (PTN)

ul. Dorodna 16, 03-195 Warszawa

tel. 22 504 1288

Polskie Towarzystwo Nukleoniczne (PTN) powstało w 1991 roku. Głównym przedmiotem zainteresowania PTN są procesy i techniki jądrowe stosowane w nauce, przemyśle, medycynie, rolnictwie i

ochronie środowiska naturalnego. Jednym z istotnych kierunków działalności PTN jest podtrzymanie zdolności merytorycznej analizy stanu bezpieczeństwa i wykorzystania doświadczeń uzyskiwanych w

czasie eksploatacji elektrowni jądrowych. Innm kierunkiem jest śledzenie tendencji i planów rozwoju energetyki jądrowej w kontekście

realizacji programu energetyki jądrowej w Polsce w zakresie spełniania wymogów ochrony środowiska, zdrowia ludności oraz ekonomicznej konkurencyjności wytwarzania energii elektrycznej.

Sytuacja polskiej nukleoniki czyni współpracę międzynarodową istotnym elementem realizacji celów Towarzystwa. PTN podpisało

memoranda o współpracy z: Société Française d'Énergie Nucléaire (SFEN), American Nuclear Society (ANS), Belgian Nuclear Society (BNS), Ukraińskim Towarzystwem Nukleonicznym i Kanadyjskim

Towarzystwem Nukleonicznym.

PTN jest sygnatariuszem Deklaracji Międzynarodowej Rady Towarzystw Nukleonicznych na temat roli nauki i techniki jądrowej we wspieraniu

harmonijnego rozwoju świata. Deklaracja ta stanowi swoiste credo atomistyki, przedstawiając głęboko filozoficzne spojrzenie na rolę nauki i

techniki jądrowej w procesie racjonalnego rozwoju cywilizacji, wobec ogromnej presji rozwijającego się świata w dziedzinie wykorzystania zasobów naturalnych.

Polskie Towarzystwo Nukleoniczne nawiązało ścisłe kontakty ze Stowarzyszeniem Elektryków Polskich, Komitetem Problemów Energetyki PAN i Polską Grupą Energetyczną EJ 1 oraz ze

Stowarzyszeniem Ekologów na Rzecz Energetyki Nuklearnej (SEREN).

Aktualnym źródłem informacji o PTN jest kwartalnik Postępy Techniki

Jądrowej i Biuletyn Nukleonicznych oraz strona internetowa – ptn.nuclear.pl.


62/62

Postępy Techniki Jądrowej

Pierwszy zeszyt czasopisma z dziedziny energetyki jądrowej pod nazwą „Postępy Techniki Reaktorowej” ukazał się w 1957 r., by od początku 1959 r. zmienić tytuł na Postępy Techniki Jądrowej” (PTJ) i ukazują się aż do dziś jako kwartalnik. Początkowo wydawcą było Biuro Pełnomocnika Rządu do spraw Wykorzystania Energii Jądrowej, a w tej chwili, po kilku zmianach, jest Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, a patronuje mu Polskie Towarzystwo Nukleoniczne. Pismo określone jako kwartalnik naukowo-informacyjny przeznaczone jest do szerokiego kręgu odbiorców: od nauczycieli i uczniów szkół średnich, aż po pracowników naukowych. PTJ jest jedynym czasopismem w Polsce, które obejmuje całokształt problematyki jądrowej. Tematyka artykułów obejmuje badania w

dziedzinie fizyki i chemii jądrowej, metody pomiarowe, aparaturę jądrową, zastosowania metod i aparatury jądrowej w biologii, geologii, przemyśle, ochronie środowiska i medycynie. Dużo miejsca poświęcone jest energetyce jądrowej i różnym jej aspektom, zwłaszcza bezpieczeństwu jądrowemu i ochronie radiologicznej. Publikowane są również informacje o bieżących wydarzeniach z zakresu nukleoniki, w tym informacje o postępach prac prowadzonych w ramach realizacji Polskiego Programu Energetyki Jądrowej. Po przyjęciu uchwały Rady Ministrów z dnia 13 stycznia 2009 r. w sprawie działań podejmowanych w zakresie rozwoju energetyki jądrowej w Polsce, ustanowieniu Pełnomocnika Rządu ds. Energetyki Jądrowej oraz zatwierdzeniu Polskiego Programu Energetyki Jądrowej w czasopiśmie PTJ pojawiło się wiele artykułów, wywiadów i doniesień na tematy dotyczące różnych aspektów energetyki jądrowej. W szczególności opublikowane zostały materiały na temat zalet energetyki jądrowej, edukacji specjalistów z tej dziedziny, lokalizacji elektrowni, zmian w Prawie atomowym, postaw społecznych wobec budowy EJ, ramowego programu działań dla energetyki jądrowej w Polsce. Po awarii reaktorów w Fukushimie opublikowano teksty o wpływie tego wydarzenia na rozwój energetyki jądrowej na świecie. W ostatnim dziesięcioleciu (lata 2005-2014) opublikowano na łamach PTJ ponad 90 artykułów na tematy związane z energetyką jądrową (oraz wiele krótszych doniesień z kraju i ze świata). Ostatnio Postępy Techniki Jądrowej zaprezentowane zostały wśród innych czasopism na Światowej Wystawie Jądrowej w Paryżu w październiku 2014 r. http://www.ichtj.waw.pl/ptj/

Warszawa, 30 października 2013 r - sior.pl · Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów...

Documents

Transcript of Warszawa, 30 października 2013 r - sior.pl · Odzysk uranu i metali towarzyszących z odpadów...