i
                             
2008

2007

2006

2005

2004

2003

2002

2001

2000






powrót		   WYDAWNICTWA IEA W 2003 ROKU.
 
  ANNUAL REPORT   |   MONOGRAPHS   |   RAPORTY A
 
 
Introduction (142 KB)
General information (283 KB). Managing staff, Research Departments and Laboratories, Scientific Council, Invited Members, Senior Researchers, Researchers, Financial and Personnel.
Organization Scheme (61 KB)
Technical Activity (1810 KB). 1. Operation of the Maria research reactor; 2. Condition providing the Maria reactor shim rod safe operation; 3. Correlation between fluence and poison formation in Be Matrix of the Maria reactor; 4. Evolution of Beryllium block poisoning in reactor Maria in the period 2002-2003; 5. The numerical program Blok3_D for calculations steady state temperature fields in solid truncated pyramids and containers; 6. Regional laboratory of neutronography; 7. Neutron and gamma radiography station at the research reactor Maria in Świerk; 8. The Activities of the radiation protection measurements laboratory; 9. Determination of tissue kerma components in the H8 beam of the reactor Maria - comparison of two recombination methods; 10. Standard field of Gamma radiation in dosimetric measurements laboratory at Institute of Atomic Energy; 11. Material research laboratory IEA; 12. Surface features and track effects in silicon under swift heavy ion irradiation; 13. The influence of deformation of the gold sputtering under irradiation by krypton swift heavy ions; 14. Cyfronet computing centre.
Research 01 (337 KB). 1. Centre of excellence "MANHAZ" - management of health and environmental hazards; 2. Computer systems for managing crisis situations in dangerous facilities; 3. CMAQ - Multiscale system for air quality simulations; 4. Decision analysis of clean-up actions in inhabited areas in Poland after an accidental release of radionuclides; 5. The third dssnet emergency exercise: description and evaluation; 6. Ensemble atmospheric dispersion calculations for decision support systems; 7. MIMS - multimedia integrated modeling system; 8. MM5 - Mesoscale model of the earth atmosphere. Implementation of the system on the beowulf cluster at the Institute of Atomic Energy; 9. SMOKE - Emission modeling system; 10. Modeling of the contaminant transport in the Włocławek reservoir; 11. Short-range transport and dispersion for decision making - 1st MANHAZ WP1 workshop; 12. Models and tools for Assessment of risk related to transportation of dangerous goods by road and railway - 1st MANHAZ WP2 workshop; 13. Models and tools for Assessment of risk related to transportation of dangerous goods by pipelines - 1st MANHAZ WP3 workshop.
Research 02 (651 KB). 1. Research Laboratory of mixed radiation dosimetry; 2. Activities of the centre of excellence MANHAZ towards organization of national working team on safety assessment for medical application for radiation; 3. The extrapolation recombination method (ERM); 4. A measuring system with recombination chamber for neutron dosimetry around medical accelerator; 5. An electronic set for investigation of the charge-memory effect in ionisation chambers; 6. Dosimetry parameters of two-component radiation field derived from saturation curves of a recombination chamber; 7. Hospital tests of the spectrometric measurements of iodine uptake in thyroid after diagnostic administration of 131I; 8. Recombination chambers filled with different gases - studies of possible application for BNCT beam dosimetry; 9. Verifying the capability of a recombination chamber in stray radiation fields.
Research 03 (5 266 KB). 1. Department of nuclear methods in the solid state physics; 2. Neutron-inelastic-scattering search for the Bi instability VS temperature; 3. Inelastic neutron scattering in the vicinity of the magnetic brillouin zone centre and at the zone boundary in Mn (18%Cu) Alloy; 4. Static configurations of liquid in elementary containers under adhesion and surface tension forces; 5. Water migration in porous building materials. Neutron radiography study: anomalous diffusion and pore surface fractal dimention; 6. Temperature dependence of the water imbibition rate in rigid porous materials; 7. Determination of crystal field splitting in TmB12 by means of neutron spectroscopy; 8. Crystal field splitting scheme in ErF3; 9. Sens study of aggregation in solutions containing non-ionic and anionic surfactants; 10. Synthesis, crystal structure and hyperfine interactions of Dy(Fe0.7-xAlxCo0.3)2 and Dy(Fe0.7Co0.3-xAlx)2; 11. Magnetic ordering temperatures of Dy(Fe1-xCox)2 and Dy [(Fe0.7Co03)1-x Alx]2 studied by Mossbauer effect and resistivity measurements; 12. Crystal structure and hyprrfine interactions of Dy(Fe1-xCox)3 intermetallics; 13. Hyperfine interactions of substituted dysprosium transition metal components; 14. Synthesis, X-ray and Mosbauer effect studies of Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2; 15. Carbon diffusion in a-iron: evidens for quantum mechanical tunneling; 16. Investigation of carbon diffusion in the Fe-C system at low-temperature by Mossbauer spectroscopy; 17. Pseudosymmetry in the structure of Ammonium [Carboxymethyl(thio)]Acetate; 18. Stereoselective synthesis of (R)-(-)-Mianserin; 19. Synthesis and crystal structure of hydrogenated Pyrazino[2, 1-a] isoquinoline derivatives; 20. X-ray diffraction study on potassium 2-furancarboxylate; 21. The electron density distribution deviation under solvent effect on 2- and 3-furancarbonxylic ligands; 22. Density functional study of intermolecular interaction in Potassium 2-furancarboxylate; 23. Structure of interface regions in thermally sprayed coatings; 24. Manganine foil characteristic; 25. Strain in insulated buried layers obtained by He+ implantation AlxGa1-xAs; 26. Synchrotron white beam topography of GdCa4O(BO3)3 crystals; 27. Synchrotron white beam topographies studies of SrLaGaO4; 28. Synchrotron X-ray diffraction studies of silicon implanted with deuterium ions after high pressure thermal annealing; 29. Synchrotron X-ray studies of thermally annealed silicon implanted with high energy Ar ions; 30. The influence of gradual and multiple hammering process of (100)orientated Copper single crystal plates on their mosaic spread and reflectivity of thermal neutrons.
Research 04 (1 390 KB). 1. Department of nuclear energy; 2. Europea electricity supply system of XXI century and balance of its energy sources; 3. Overview of emergencies at research reactors; 4. Methodology of comparisons of ecological aspects of energy sources; 5. The energetic balance in different stages of the exoergic nuclear reactions in hadron-nucleus and nucleus-nucleus collisions; 6. The investigation of transmutation processes in collisions of the high energy neutron beam with nuclei of bismuth in experiment "Energy plus transmutation"; 7. Input data preparation of the Maria reactor primary cooling circuit model in RELAP5/MOD3 calculations; 8. Introduction to physical and technical analysis of accelerator driven system; 9. Xenon concentration in sub-divided fuel for very high burn-up in terms of defect trap model; 10. Removal of benzene from exhaust gases using electron beam from accelerator; 11. Study of the possibility of radioactive waste transmutation in a dynamic mode of operation: proposal of investigation; 12. Current problems and prospects of nuclear power;13. Restoration of heavy-ion potentials deduced from the Glauber-Sitenko multiple scattering method at intermediate energies; 14. Fluctuation of electromagnetic cascade axis in dense amorphous segmented media; 15. On numerical solution of large sylvester equations.
 
 
DEFECT TRAP MODEL OF FISSION GAS BEHAVIOUR IN UO2 FUEL DURING IRRADIATION - Marcin Szuta

CONTENS

"Nothing would be done at all if a man waited till he could do it so well that no one could find with it." - J.H. Newman

Chapter 1 - Introduction
Chapter 2 - Anomalies within the experimental results
Chapter 3 - Fission gas retention in the UO2 fuel
Chapter 4 - Microstructure of the UO2 fuel after irradiation
Chapter 5 - Fission gas release models
Chapter 6 - Defect trap model of fission gas behaviour
Chapter 7 - Fission gas release from UO2 single crystal during low temperature irradiation in terms of a defect trap model
Chapter 8 - Analysis of dynamic release of fission gases from single crystal UO2 during low temperature irradiation in terms of defect trap model
Chapter 9 - Behaviour of fission gas products in single crystal UO2 during intermediate temperature irradiation in terms of defect trap model
Chapter 10 - Modification of re-crystallization temperature of uranium dioxide in function of burn-up and its impact on fission gas release - high temperature release
Chapter 11 - Apparent diffusion coefficient
Chapter 12 - Formation of nano-structures in UO2 fuel at high burn-ups
Chapter 13 - Application of the defect trap model to the gas leaking fuel elements number assessment in the nuclear power station (VVER-PWR)
Appendix A

 
  RAPORTY A:

IAE-89/A
Jan Szczurek, Piotr Czerski, Witold Bykowski: Relap5/Mod3 Model and Transient Analyses for Maria Research Reactor in Poland. The RELAP5/MOD3 input data model of the MARIA research reactor has been developed to provide the capability for the analysis of the reactor core under loss of flow and reactivity insertion transients. The model was qualified against the reactor data at steady state conditions and additionally against the existing reliable experimental data for a transient initiated by reactor scram. The results obtained with the code agree well with the experimental data. The RELAP transient simulation was performed for loss of forced flow accidents including two scenarios with protected and unprotected (no scram) reactor core. Calculations allow estimating time margin for reactor scram initiation and reactivity feedbacks contribution on the results. The presented input data model should be treated as the first step for developing of the model including the whole primary cooling circuit of the reactor.

Jan Szczurek, Piotr Czerski, Witold Bykowski: Model reaktora Maria do obliczeń kodem RELAP5/MOD3 oraz wyniki analiz weryfikacyjnych i symulacyjnych. Raport zawiera rezultaty pierwszego etapu prac, które dotyczą wdrożenia kodu cieplno-przepływowego RELAP5/MOD3 do analiz stanów eksploatacyjnych i awaryjnych reaktora badawczego MARIA. Prezentowane wyniki obejmują w szczególności:
• Model rdzenia reaktora MARIA do obliczeń kodem RELAP5/MOD3 oraz rezultaty analiz weryfikacyjnych opracowanego modelu;
• Analizy symulacyjne awarii utraty przepływu chłodziwa w obiegu chłodzenia kanałów reaktora. Dodatkowe obliczenia hipotetycznego scenariusza tej awarii, bez wyłączenia reaktora, pozwoliły oszacować marginesy czasowe dla zadziałania układów bezpieczeństwa, przy uwzględnieniu i bez uwzględnienia sprzężeń reaktywnościowych.


IAE-90/A
Agata Jabłońska: Technologia otrzymywania, struktura krystaliczna oraz badania mössbauerowskie związków międzymetalicznych Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2 Celem niniejszej pracy było określenie wpływu podstawienia Co/Ni – czyli zwiększania liczby elektronów 3d w związkach Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2 z całkowicie zapełnionym podpasmem większościowym. Opracowano technologię otrzymywania związków międzymetalicznych Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2, następnie przeprowadzono badania rentgenowskie i mössbauerowskie. Otrzymano nowe związki międzymetaliczne z trzema metalami 3d ( Fe, Co, Ni ) w podsieci metalu przejściowego. Jednofazową strukturę regularną typu MgCu2 dla związków Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2 uzyskano stosując wygrzewanie przez około 30 minut w temperaturze 1200K. Stwierdzono, że: parametr komórki elementarnej rośnie w miarę podstawienia Co/Ni, czyli w miarę zwiększania x. Magnetyczne pole nadubtelne w związkach Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2 tworzy nową gałąź krzywej Slatera – Paulinga, pole maleje, gdy liczba elektronów 3d rośnie. Podsieć metalu przejściowego zachowuje się podobnie jak słaby ferromagnetyk. Z porównania wyjściowej krzywej Slatera – Paulinga dla serii Dy(Mn1-xFex)2 i Dy(Fe1-xCox) z gałęzią krzywej dla serii Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2 wynika, że magnetyczne pole nadsubtelne gałęzi wolniej maleje niż pole w wyjściowej krzywej Slatera – Paulinga w miarę gdy n rośnie. Podstawienie Co/Ni w serii Dy(Feo.7Co0.3-xNix)2 nieco inaczej modyfikuje pasmo 3d atomów Fe wraz z sąsiadami niż ma to miejsce w serii Dy(Fe1-xCox)2.

Agata Jabłońska: Studies of ntermetalic Compound Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2: Technology, Crystalline Structure and Mössbauer Effect Data. The objective of present work was the determination of the influence of the Co/Ni substitution – that is, of enlarging the number of 3d electrons in the majority subband – on the properties of the compound Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2 . Technology of manufacturing the intermetallic compound Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2 was elaborated. New intermetallic compounds with three 3d metals (Fe, Co, Ni) in sublattice of transistory metal have been created. X-ray investigations and Mössbauer effect studies were carried out for them. On annealing the Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2 compounds by about 30 minutes in temperature 1200K the regular single-phase structure of the MgCu2 –type has appeared. We have found that the lattice parameter of elementary cell grows upon the substitution Co/Ni ( i.e. with the parameter x). The magnetic hyperfine field appears as a new branch of curve Slater-Pauling – the field diminishes, when the number n of 3d electrons grows. The sublattice of transition metal behaves as a week ferromagnetic system. On comparing the input Slater-Pauling curve for (Mn1-xFex)2 and (Fe1-xCox)2 with the observed here new branch for (Fe0.7Co0.3-xNix)2 it follows, that the magnetic hyperfine field related to this branch declines with the increase of n slower than the field related to the original Slater-Pauling curve. The modification of the subband 3d of the Fe atoms upon substitution Co/Ni in Dy(Fe0.7Co0.3-xNix)2 was found to be slightly different from the one for the series Dy(Fe1-xCox)2.


IAE-91/A
Witold Bykowski, Krzysztof Pytel: Osłona ołowiana dla instalacji topazowej. W przyrodzie ponad 90% topazów jest bezbarwnych. Do ich barwienia wykorzystuje się reaktory jądrowe i akceleratory. Uzyskane barwy zwiększają znacznie ich wartość. W temperaturze otoczenia barwa topazów jest trwała. Dopiero po przekroczeniu pewnej temperatury zanika dyslokacja przemieszczeń atomów w siatce krystalicznej. W trakcie napromieniania topazów w reaktorze występuje w nich generacja ciepła w wyniku oddziaływania głównie promieniowania gamma. W celu uniknięcia odbarwiania topazów należy ograniczyć gęstość wewnętrznych źródeł ciepła. W tym celu w reaktorze MARIA zastosowano osłonę ołowianą odgradzającą instalację topazowa od rdzenia. W pracy przedstawiono obliczenia cieplne i osłonowe oraz zmierzone efektywne osłabienie promieniowania gamma.

Witold Bykowski, Krzysztof Pytel: Lead Shield for Topaz Installation. The fraction of colourless topases in nature is over 90%. They can be dyed in nuclear reactors and accelerators. The achieved quality of colours significantly increase their value.. However the dislocation of atoms displacement in the crystal gird vanishes in the topases surpassing a certain temperature. During irradiation process of topases in the reactor the heat is generated in them mainly due to gamma rays interaction. To avoid the phenomenon of decolourization of topases it is necessary to reduce the density of internal heat sources. For achieving this goal a lead screen separating the topases installation from the core was applied in MARIA reactor. In the report the thermal and shielding calculations as well the measured effective attenuation of gamma radiation are presented.


IAE-92/A
Badania materiałowe na potrzeby elektrowni i sieci energetycznych. Semianrium W raporcie przedstawiono referaty poświęcone badaniom materiałowym i diagnostycznym związanym z eksploatacją urządzeń ciśnieniowych w elektrowniach oraz rurociągów przesyłowych gazu i zaprezentowano badania diagnostyczne stanu technicznego podziemnego magazynu gazu. Poza tym omówiono problemy związane ze szkoleniem personelu spawalniczego i personelu badań nieniszczących oraz postanowienia norm europejskich dotyczących materiałów dodatkowych do spawania. Przedstawiono również rolę dozoru technicznego w Polsce po wejściu do Unii Europejskiej, a także system zarządzania jakością w świetle nowych wymagań.

Materials Investigation for Power Industry.Seminary The Report is an assembly of the papers concerning the material and diagnostic problems occuring the exploatation of power station as well as gas pipelines and underground gas storage technical condition survey. Education and training in welding and non destructive testing according european rules are also presented as well as provisions of european atandards concerning welding consumables. Technical supervision in the light of Poland accession to the European Union and quality management system in face of the standards requirements is described.


IAE-93/A
Mieczysław Borysiewicz, Igor Brovchenko, Andrzej Kadłubowski, Vladimir Maderich, Sławomir Potempski: Modelling of the contaminant transport in the Wloclawek Reservoir. In the report customisation of three dimensional model THREETOX for simulation of pollutant transport in water bodies for Wloclawek reservoir is described. Three main scenarios are taken into account – releases of sulphuric acid, crude oil and petrol. In particular the last two scenarios are of great interest as a special module TOXOIL has been developed for this purpose. Apart from results of simulation a general information about THREETOX model is also included in the report.

Mieczysław Borysiewicz, Igor Brovchenko, Andrzej Kadłubowski, Vladimir Maderich, Sławomir Potempski: Modelowanie transportu skażeń w Zalewie Włocławskim. W raporcie opisano proces dostosowania trójwymiarowego modelu THREETOX do symulacji transportu zanieczyszczeń w środowisku wodnym dla Zalewu Włocławskiego. Wzięto pod uwagę trzy główne scenariusze – uwolnienia kwasu siarkowego, ropy i benzyny. W szczególności dwa ostatnie scenariusze są interesujące, gdyż specjalnie opracowano dla nich moduł TOXOIL. Oprócz wyników symulacji zamieszczono również ogólna informację o modelu THREETOX.

Mieczysław Borysiewicz, Igor Brovchenko, Andrzej Kadłubowski, Vladimir Maderich, Sławomir Potempski: Моделирование транспорта загразнений во Влоцлавском Разливе. В настоящем рапорте представлен процесс приспособления трехразмерной модели THREETOX к моделированию транспорта загразнений в водной среде для Влоцлавского Разлива. Были приняты во внимание три главные сценарии – утечки серной кислоты, нефти и бензина. Особенно два последние сценарии являются интересными, так как для них специально был разработан модуль TOXOIL . Кроме результатов моделирования была помещена также общая информация по модели THREETOX.


IAE-94/A
Andrzej Hofman, Aleksander Ju.Didyk, Witold Szteke, Tadeusz Kochański, Wiera Siemina, Antoni Malczyk: Defekty struktury i umocnienie radiacyjne wewnętrznej powierzchni koszulki elementów paliwowych ze stopu uran-aluminium wywołane przez produkty rozpadu – symulacja przy użyciu ciężkich jonów. Przy pomocy transmisyjnej mikroskopii elektronowej zbadano ewolucję defektów struktury w czystym aluminium po napromienieniu jonami Xe o energii 124 MeV do fluencji 2x1016cm-2 w temperaturze pokojowej i w temperaturze 100˚C po wyżarzaniu w 480˚C i 600˚C. W początkowym stadium napromienienia przy fluencjach ≤2x1014cm-2, w strukturze obserwuje się izolowane pętle dyslokacyjne i ich dalszy rozwój przy wzroście fluencji. Przy fluencjach powyżej 1015cm-2 mikrostruktura charakteryzuje się wysoką gęstością drobnych pęcherzy, które rosną ze wzrostem fluencji i w wyniku kontrolowanej dyfuzją koalescencji. Metodami skaningowej i transmisyjnej mikroskopii elektronowej badano zmiany struktury powierzchni aluminium z implantowanymi jonami Xe po wyżarzaniu. Próbki aluminium były napromienione jonami Xe o energii 124MeV do fluencji 1014 i 1015cm-2 prostopadle do powierzchni próbki i pod kątem 75º i wyżarzane w temperaturach 250, 480 i 600ºC. W zależności od temperatury wyżarzania na implantowanej powierzchni aluminium obserwowano różne zmiany struktury. Przy temperaturze wyżarzania 250ºC nie zaobserwowano zmian, przy temperaturze 480ºC pojawiały się maleńkie wżery wzdłuż granic subziaren, a przy wyżarzaniu w 600ºC na implantowanej powierzchni widoczne są mikropęknięcia, małe pęcherze, kratery, gąbczasta struktura i złuszczenia. Przedyskutowano wpływ temperatury na ruchliwość ksenonu i formowania pęcherzy a także powstawanie mikropęknięć. Przedstawiono wyniki badań radiacyjnego umocnienia aluminium po napromienieniu neutronami (E>0,1 MeV) w zależności od fluencji neutronów.

Andrzej Hofman, Aleksander Ju.Didyk, Witold Szteke, Tadeusz Kochański, Wiera Siemina, Antoni Malczyk: Damage Structure and Radiation Hardening Induced by Fission Product of the Inner Surface of Uranium Aluminide Fuels Cladding – a Simulation Using Heavy Ions. Evolution of structure defects in high–purity aluminium both as – irradiated and annealed after irradiation has been investigated by transmission electron microscopy. Al foils were irradiated with 124MeV Xe ions with fluency up to 2x1016cm-2 at room temperature and at 100ºC. The samples irradiated at 100ºC were annealed at 480 and 600ºC. On initial stage of irradiation at low fluency (≤2x1014cm-2) the isolated dislocation loops are observed. When ion fluency increased the loops is grown. At fluences above 1015cm-2 the microstructure is characterised by high density of small voids (pores) which are grown and slowly merged with fluency increasing at the expense diffusion- controlled coalescence mechanism. The various structural changes of surface aluminium implanted with xenon ions have been investigated by means of scanning electron microscopy and by transmission electron microscopy. Thin aluminium specimens were irradiated to 1x1014 and 1x1015 ions/cm2 at energy 124 MeV and annealed at 250, 480 and 600ºC. The direction of implantation was about 75o off the normal to the specimens and normal to the specimens. It is described structural changes of the specimen surface after annealing. At 250ºC the structural changes of the specimen surface cannot be observed. After annealing at 480ºC the small pits along sub-grain boundaries were observed. At 600ºC implanted surface is fractured and small surface pits, blister craters, spongy structures, flats and microcraks were observed. The effect of thermal annealing on the mobility of Xe gas bubbles and growth of bubble and microcracks during annealing in Al was discussed. The results of radiation hardening of aluminium after neutron (E>0,1 MeV) irradiation are described. The dose dependence of the change on the mechanical properties was investigated.


IAE-95/A
Marcin Szuta: Wstęp do analizy fizyko-technicznej układu akcelerator, źródło spalacyjne i pokrytyczny reaktor jądrowy. W niniejszej pracy przedstawiono analizę trzech podstawowych elementów systemu sterowanego akceleratorem. Opisując źródło spalacyjne podkreślono, że obok powszechnie przyjętej teorii spalacji zjawisko spalacji nie zostało jeszcze dostatecznie zbadane. Analizując reaktor podkrytyczny jako wzmacniacz energii pierwotnego źródła spalacyjnego zasugerowane specyficzne widmo neutronów aby uzyskać optymalne warunki dla wytwarzania energii, wypalenia i transmutacji. W rozdziale poświęconym akceleratorowi, który przyśpiesza naładowane cząstki, przedstawione są dwie zasady przyśpieszania na przykładzie pracujących akceleratorów: liniowa akceleracja – LINAC i cyklotron. Na końcu przedstawiono projekt systemu sterowanego akceleratorem MYRHA dla celów badawczych opracowany przez Belgijski Ośrodek Badań Jądrowych SCK•SEN oraz koncepcję reaktora jądrowego typu RBMK-1000 ze źródłem spalacyjnym łącznie z omówieniem podstaw bilansu energetycznego opracowaną przez Zjednoczony Instytut Badań Jądrowych, Dubna, Rosja.

Marcin Szuta: Introduction to Physical and Technical Analysis of Accelerator Driven System. In the present paper the main elements of the accelerator driven system (ADS) are discussed. Describing the spallation source it is underlined that beside the well accepted theory of spallation, the spallation phenomena is not yet sufficiently investigated. Dealing with the sub-critical reactor as an energy amplifier of the primary spallation source a suggestion for the specific neutron spectrum is proposed to obtain optimal conditions for energy production, burn-up and transmutation. In the chapter devoted for the accelerators which accelerates the charged particles, the two accelerator principles are presented on the examples of working accelerators: the linear accelerator – LINAC and cyclotron. Finally, there is presented the project of accelerator driven system - MYRHA for research and development worked out by the Belgian Nuclear Research Centre - SCK•CEN and the conception of nuclear power station of RBMK-1000 type with spallation source together with analysis of the balance of energy worked out by the Joint Institute of Nuclear Research, Dubna, Russia.


IAE-96/A
Elżbieta Borek-Kruszewska, Witold Bykowski: Eksperymentalne badanie parametrów procesu wrzenia w kanałach równoległych w warunkach przepływu przejściowego. W pracy przedstawiono wyniki badań eksperymentalnych parametrów poprzedzających kryzys wrzenia w pionowym kanale pierścieniowym o wymiarach 23/20´1000 mm w warunkach przepływu przejściowego, prowadzonych w instalacji WIW-300 oraz wizualizację zachodzących zjawisk. Prace przeprowadzono w celu określenia dopuszczalnych obciążeń cieplnych kanału pręta kompensacyjnego reaktora MARIA. Na podstawie analizy wyników uzyskano korelację uzależniającą strumień krytyczny i strumień inicjujący wrzenie od parametrów początkowych przepływu dla konwekcji wymuszonej .

Elżbieta Borek-Kruszewska, Witold Bykowski: Experimental Research of DNB Parameters Under the Transient Flow in Annular Parallel Channels. The results of experimental research aimed to determine the maximum admissible thermal load on the inner surface of the compensation rod, flow conditions, recording the thermal-hydraulic parameters and visualization of the occurring phenomena which have been accomplished in the water test facility WIW-300, are presented in the paper. The flow parameters preceding the CHF occurrence in a vertical channel of annular geometry with 23/20 mm O/I diameters and of 1000 mm length under transient conditions were analysed. Based on the experimental investigations it was obtained an empirical correlation for the DNB and CHF occurrence in down-flow forced convection in uniformly heated tube depend on initial flow parameters.

Elżbieta Borek-Kruszewska, Witold Bykowski: Экспериментльные исследования параметров определяющих возникновение кризиса кипения в паралельных кольцевых каналах в условиях переходного течения. В работе представлено результаты экспериментльных исследований параметров определяющих возникновение кризиса кипения в вертикальном кольцевом канале размеров 23/201000 мм в условиях переходного течения, проводимых на установке WIW-300, а также наблюдение происходящих явлений. Работы проведено с целью определения допускаемых тепловых нагрузок компенсационного стержния реактора МАРИЯ. На основе анализа результатов получено коррелацию определяющую величину критического потока и потока начинающего процесс кипения как функцию входных параметров для возмущенной конвекции.


IAE-97/A
Людвик Домбровски: Исследование диффузии углерода в системе Ре-С при низких температурах с помощью ЯГР. С помощью ЯГР определены коэффициенты диффузии в мартенситной фазе а-железа в температурном интервале 10-100 К. Предлагается эмпирическая формула, описывающая аномальное поведение акгивационного потенциала в широком температурном интервале, в том числе при низких температурах. Сверхподвижность углерода при низких температурах объясняется посредством сильной зависимости активационного потенциала от концентрации углерода на тетраэдрической подрешетке.

Ludwik Dabrowski; Investigation of Carbon diffusion in the Fe-C System at Low-Temperatures by MS. Tlic diffusion coefficients of carbon in the martensite phase of a-iron were determined in the temperature range 10-100 K by means of Mossbauer spectroscopy. An empiric formula is proposed for description of the anomalous temperature dependence of activation potential in a wide temperature interval, the low temperature range includingly. The extremely high mobility of carbon at low temperatures is explained with the strong dependence of the activation potential on the carbon concentration in the tetrahedral sublattices.

Ludwik Dąbrowski; Badanie procesów dyfuzji węgla w układzie Fe-C przy pomocy spektroskopii EM w niskich temperaturach. Przy pomocy Spektroskopii Móssbauerowskiej zostały wyznaczone współczynniki dyfuzji \\ martenzytycznej fazie a-żelazie w przedziale temperaturowym 10-100 K. Zaproponowano empiryczny wzór opisujący anomalną zależność potencjału aktywacyjnego od temperatury w szerokim przedziale temperaturowym z niskimi temperaturami włącznie. Nadruchliwość węgla przy niskich temperaturach objaśniono silną zależnością potencjału aktywacyjnego od koncentracji węgla w podsieci tetraedrycznej.


IAE-98/A
Natalia Golnik, Piotr Tulik, Mieczysław Zielczyński: Rekombinacyjne metody dozymetryczne dla terapii borowo-neutronowej. Skutki radiacyjne terapii borowo-neutronowej (TBN) są związane z czterema składnikami dawki pochłoniętej: dawką borową (z reakcji 10B(n,)7Li), dawką protonową (z reakcji 14N(n,p)14C), dawką neutronową (z oddziaływania neutronów epitermicznych i prędkich z atomami tkanki) i dawką promieniowania gamma (zewnętrznego i z reakcji 1H(n,)2D). Korelacja skutków biologicznych z dawką jest więc bardzo złożona i wszystkie wspomniane składniki dawki powinny być wyznaczane. Z tego punktu widzenia komory rekombinacyjne wydają się być bardzo przydatnymi detektorami w dozymetrii dla TBN. Komory te mogą być użyte do wyznaczania składowej dawki od promieniowania gamma i składowej dawki od cząstek z wysokim LET, a także stosując rekombinacyjną metodę mikrodozymetryczną (RMM) do oceny jakości promieniowania mieszanego. W przedstawianej pracy posłużono się wysokociśnieniową grafitową komorą rekombinacyjną wypełnianą azotem, trójfluorkiem boru i gazem równoważnym tkance w celu zbadania możliwości zastosowania RMM w TBN. Użycie tych gazów otwiera możliwość zaprojektowania komór rekombinacyjnych pozwalających bezpośrednio wyznaczyć składowe dawki pochłoniętej w symulowanych tkankach z różną zawartością 10B.

Natalia Golnik, Piotr Tulik, Mieczysław. Zielczyński: Recombination Methods for Boron Neutron Capture Therapy Dosimetry. The radiation effects of boron neutron capture therapy (BNCT) are associated with four-dose-component radiation field - boron dose (from the 10B(n,)7Li reaction), proton dose from the 14N(n,p)14C reaction, neutron dose (mainly fast and epithermal neutrons) and gamma-ray dose (external and from the capture reaction 1H(n,)2D). Because of this, the relation between the absorbed dose and the biological effects is very complex and all the above mentioned absorbed dose components should be determined. From this point of view, the recombination chambers can be very useful instruments for characterisation of the BNCT beams. They can be used for determination of gamma and high-LET dose components and for characterisation of radiation quality of mixed radiation fields by recombination microdosimetric method (RMM). In present work, a graphite high-pressure recombination chamber filled with nitrogen, 10BF3 and tissue equivalent gas was used for studies on application of RMM for BNCT dosimetry. The use of these gases or their mixtures opens a possibility to design a recombination chamber for determination of the dose fractions due to gamma radiation, fast neutrons, neutron capture on nitrogen and high LET particles from (n,10B) reaction in simulated tissue with different content of 10B.

Наталия Гольник, Пётр Тулик, Мечислав Зельчинский: Рекомбинационные методы дозиметрии в бор-захватной терапии. Радиационные последствия бор-захватной терапии (БЗТ) связаны с четырьмя составляющими поглощённой дозы: борной дозой (реакция 10B(n,)7Li), протонной дозой (реакция 14N(n,p)14C), нейтронной дозой (взаимодействие эпитермических и быстрых нейтронов с атомами ткани) и дозой гамма-излучения (внешнего и согласно реакции 1H(n,)2D). Поэтому сопоставление биологических эффек-тов с поглощённой дозой довольно сложно, и следует определять все упомянутые составляющие дозы. С этой точки зрения может оказаться очень полезным применение рекомбинационных камер в качестве дозиметрических детекторов БЗТ. Эти камеры можно использовать для определения дозы гамма-излучения и дозы создаваемой части-цами с высоким ЛПЭ и также – применяя рекомбинационную микродози-метрическую методику (РММ) – для оценки качества смешанного излучения. В предста-вленной работе применялась графитовая камера высокого давления, наполняемая азотом, трёхфтористым бором и тканеэквивалентным газом. Использование этих газов открыло возможность запроектировать рекомбинационные камеры позволяющие непосредственно определять составляющие поглощённой дозы в симулируемых тканях с разным содержанием 10B.


IAE-99/A
Andrzej Murasik, Evgenii Clementyev, Andrzej Czopnik, Stefan Janssen, Natalia Shitsevalova: Evidence for Crystal Field Splitting in TmB12 by Means of Neutron Spectroscopy. The splitting of the J = 6 multiplet of Tm3+ in a cubic crystal field has been determined by inelastic scattering of neutrons from a polycrystalline sample of TmB12. On the basis of careful analysis of the observed intensities and using the least squares fitting procedure to the observed spectra we have been able to indicate the most probable level sequence. The results are compatible with earlier studies in particular with the neutron structural and heat capacity experiments.

Andrzej Murasik, Evgenii Clementyev, Andrzej Czopnik, Stefan Janssen, Natalia Shitsevalova: Rozszczepienie poziomów pola krystalicznego w TmB12 na podstawie neutronowych badań spektroskopowych. Metodą spektroskopii neutronowej wyznaczono schemat i wielkość rozszczepienia podstawowego multipletu J = 6 jonu Tm3+ w polu krystalicznym o symetrii regularnej. Z analizy widm nieelastycznie rozproszonych neutronów na próbce związku TmB12 przy użyciu metody najmniejszych kwadratów, określono najbardziej prawdopodobny układ poziomów energetycznych, odpowiadający zarówno obserwowanemu widmu jak też innym wynikom badań w tym także pomiarom ciepła właściwego i dyfrakcji neutronów.

Анджей Мурасик, Евгений Клементиев, Анджей Чопник, Стефан Янсен, Наталя Шитсевалова: Расщепление уровней кристаллического поля в TmB12 по методу нейтронных спектроскопических исследований. По методу нейтронной спектроскопии определены схема и величина расщепления основного мультиплета J = 6 йона Tm3+ в кристаллическом поле регулярной симметрии. С помощью анализа неупругого рассеяния нейтронов образцом соединения TmB12 и пользуясь методом найменьших квадратов, определен самый вероятный набор энергетических уровней, отвечающий, так наблюдаемым спектрам, как и другим результатам исследований, в том числе измерениям теплоемкости и нейтронной дифракции.


IAE-100/A
Andrzej Murasik: Influence of Crystal Field Splitting on Magnetic Properties of ErF3. The splitting of the J = 15/2 multiplet of Er3+ ion under the action of the crystal field of Cs symmery has been determined by inelastic scattering of neutrons from a polycrystalline sample of ErF3. On the basis of careful analysis of the observed intensities and using the least squares fitting procedure to the observed spectra at various temperatures, we have been able to indicate the most probable level sequence. The results are compatible with earlier studies in particular with the neutron structural experiments.

Andrzej Murasik: Wpływ rozszczepienia poziomów pola krystalicznego na magnetyczne właściwości ErF3. Metodą spektroskopii neutronowej wyznaczono schemat i wielkość rozszczepienia podstawowego multipletu J = 15/2 jonu Er3+ w polu krystalicznym o symetrii Cs. Z analizy widm nieelastycznie rozproszonych neutronów na polikrystalicznej próbce związku ErF3 w różnych temperaturach, dopasowując metodą najmniejszych kwadratów do danych eksperymentalnych obliczone widma, określono najbardziej prawdopodobny układ poziomów energetycznych, odpowiadający zarówno obserwowanemu widmu jak też innym wynikom badań w tym także neutronowym badaniom strukturalnym.

Анджей Мурасик. Влияние расщепления уровней кристаллического поля на магнитные свойства ErF3. По методу нейтронной спектроскопии определены схема и величина расщепления основного мультиплета J = 15/2 йона Er3+ в кристаллическом поле симметрии Cs. С помощью анализа неупругого рассеяния нейтронов поликристаллическим образцом соединения ErF3 при различных температурах и пользуясь методом найменьших квадратов при согласовании с экспериментальными результатами, определен самый вероятный набор энергетических уровней, отвечающий, так наблюдаемым спектрам, как и другим результатам исследований, в том числе нейтронным структурным исследованиям.


IAE-101/A
Witold Bykowski: charakterystyka hydrauliczna gniazda pręta regulacyjnego reaktora Maria. W pracy przedstawiono metodę i wyniki badań hydraulicznych modelu gniazda pręta regulacyjnego reaktora MARIA. Na podstawie uzyskanych wyników określono zależności prędkości wody w obu szczelinach gniazda od spadku ciśnienia na matrycy berylowo-grafitowej oraz temperatury wody. Uzyskane rezultaty pozwalają na dokładniejszą analizę cieplno-przepływową warunków pracy prętów regulacyjnych reaktora MARIA.

Witold Bykowski: Hydraulic Characteristics of the Maria Reactor Control Rod Seat. In the work a method and the results of hydraulic measurements accomplished on a mock up of the MARIA reactor control rod are presented. Based on the results received the mathematical equations describing the relations between water velocity in both seat gaps and the pressure drop on beryllium - graphite matrix as well as water temperature were determined. The results enable to perform a more precise thermal - hydraulic analysis of working conditions for the MARIA reactor control rods.

Витолд Быковски: Гидравлическая характеристика гнезда регулирующего стержня реактора Maрия. В работе представлено метод и результаты гидравлических исследований проведенных на модели гнезда регулирующего стержня реактоа MARIA. Используя полученные результаты сформулировано математические уравнения описывающие соотношение между скоростью воды в обеих щелях гнезд а бериллиево-графитовой кладкой активной зоны и температурой воды. Полученные результаты позволяют произвести более точный тепло-гидравлический анализ условий работы регулирующих стержней реактора MARIA.


IAE-102/A
Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Furtek, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Anna Wasiuk, Henryk Wojciechowicz. MM5 Mezoskalowy model atmosfery ziemskiej. Implementacja systemu na klastrze obliczeniowym Beowulf w Instytucie Energii Atomowej. Model piątej generacji MM5 (NCAR/Penn State Mesoscale Model) jest ostatnim z serii, która zaczynała się od modelu mezoskalowego opracowanego przez Anthesa i Warnera na Uniwersytecie Stanu Pennsylwania we wczesnych latach siedemdziesiątych. Od tego czasu model ten przeszedł wiele zmian zmierzających do rozszerzenia zakresu jego stosowalności. Rozszerzenia te obejmują następujące opcje: (i) możliwość zagnieżdżania siatek, (ii) niehydrostatyczna dynamika atmosfery, (iii) możliwość czterowymiarowej asymilacji danych i większa liczba opcji fizycznych oraz (iv) możliwość implementacji na wielu platformach komputerowych.

Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Furtek, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Anna Wasiuk, Henryk Wojciechowicz. MM5 Mezoscale model of the Earth atmosphere. Implementation of the system on the Beowulf claster at the Institute of Atomic Energy. The fifth generation model MM5 (NCAR/Penn State Mesoscale Model) is the last from the series, that began with mezoscale model developed by Anthes and Warner at the Pensylvania State University on the early seventies. Since then the model has been changed many times as to make its applicable much wider. These extensions include (i) subgriding possibilities, (ii) nonhydrostatic dynamic of atmosphere, (iii) four dimensional data assimilation and more phisical options (iv) possibilities to implement on different computer platforms.

Autorzy: Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Furtek, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Anna Wasiuk, Henryk Wojciechowicz. ММ5 Мезошкальная Модель Земной Атмосферы. Имплементация системы на вычислительном кластере Beowulf в Институте Атомной Энергии. Модель пятой генерации ММ5 (NCAR/Penn State Mesoscale Model) это последняя модель из серии которая начиналась с мезошкальной модели разработанной Антесом (Anthes) и Варнером (Warner) в Ухуверситете Штата Пеннсильвания в начале семидесятых годов. С тех пор эта модель изменялась по направлению расширения области её применения. Эти расширения включают следующие возможности: (i) возможность гнезда сеток, (ii) негидростатическая динамика атмосферы, (iii) возможность четыреизмерительной асимиляции данных и более высокое гисло физических возможностей и (iv) возможность имплементации на многих компьютерных платформах.


103 – 105 - BRAK


IAE-106/A
Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Roman Żelazny: Ensemble Atmospheric Dispersion Calculations for decision support systems. This document describes two approaches to long-range atmospheric dispersion of pollutants based on the ensemble concept. In the first part of the report some experiences related to the exercises undertaken under the ENSEMBLE project of the European Union are presented. The second part is devoted to the implementation of mesoscale numerical prediction models RAMS and atmospheric dispersion model HYPACT on Beowulf cluster and theirs usage for ensemble forecasting and long range atmospheric ensemble dispersion calculations based on available meteorological data from NCEP, NOAA (USA).

Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Roman Żelazny: Dokument opisuje dwa podejścia do problemu daleko-zasięgowego modelowania dyspersji skażeń w atmosferze opartego na koncepcji „ensemble”. W pierwszej części raportu zaprezentowano własne doświadczenia z przeprowadzanych w ramach projektu ENSEMBLE Unii Europejskiej. Cześć druga poświęcona jest implementacji mezoskalowego modelu numerycznego prognozowania pogody RAMS oraz modelu obliczeń dyspersyjnych HYPACT na klastrze typu Beowulf i ich wykorzystanie do stochastycznych obliczeń prognostycznych i dyspersyjnych przy użyciu danych meteorologicznych dostępnych w NCEP, NOAA (USA).

Mieczysław Borysiewicz, Andrzej Gałkowski, Sławomir Potempski, Roman Żelazny: Зтот документ представляет два подхода к проблеме моделирования большой дальности для дисперсии загразнений в атмосфере использующего проект ENSEMBLE. В первой части рапорта представлен собственный опыт из работ проводящихся в рамках проекта Европейского Союза. Вторая часть посвящается имплементации мезошкальной численной модели прогноза погоды на кластере Beowulf и его использование к дисперсионным вычислениям с использованием метеорологических данных из NCEP, NOAA (USA).


IAE-107/A
Andrzej Strupczewski: Fission Product Transport Models Adopted in Refpac Code for Loca Conditions in PWR and WWER NPPS. The report presents assumptions and physical models used for calculations of fission product releases from nuclear reactors, their behavior inside the containment and leakages to the environment after large break loss of coolant accident LB LOCA. They are the basis of code REFPAC (RElease of Fission Products under Accident Conditions), designed primarily to represent significant physical processes occurring after LB LOCA. The code describes these processes using three different models. Model 1 corresponds to established US and Russian practice, Model 2 includes all conservative assumptions that are in agreement with the actual state-of-the-art, and Model 3 incorporates formulae and parameter values actually used in EU practice.

Andrzej Strupczewski: Modele transportu produktów rozszczepienia przyjęte w kodzie REFPAC dla awarii utraty chłodziwa w EJ z reaktorami PWR i WWER. Raport przedstawia założenia i modele fizyczne stosowane w obliczeniach uwolnień produktów rozszczepienia z reaktorów jądrowych, ich zachowania wewnątrz obudowy bezpieczeństwa i ucieczki do otoczenia po awarii utraty chłodziwa z dużym rozerwaniem obiegu pierwotnego. Modele te są podstawą kodu REFPAC opisującego uwolnienia produktów rozszczepienia w warunkach awaryjnych. Kod opisuje te procesy przy wykorzystaniu trzech różnych modeli. Model 1 odpowiada ustalonej praktyce obliczeniowej w USA i w Rosji, Model 2 obejmuje wszystkie założenia pesymizujące zgodne z obecnym stanem wiedzy, a Model 3 przedstawia wzory i wartości parametrów aktualnie stosowane w praktyce Unii Europejskiej.

Andrzej Strupczewski:Модели выхода продуктов деления принятые в компутерном коде REFPAC для аварии потери теплоносителя в ЯЭУ с реактором PWR или ВВЭР. Доклад представляет предложения и физические модели принятые в расчётах выхода продуктов деления из ядерного реаутора, их поведения внутри контайнмента и утечки в наружу после аварии потери теплоносителя с большим разрывом первого контура. Эти модели являются основой кода REFPAC который описывает выход продуктов деления в аварийных условиях. Код REFPAC описывает эти процессы используя три разных модели. Модел 1 отвечает принятой расчётной практике в США и в России, модел 2 охватывает все консервативные предложения согласные с имеющимся уровнем знания, а модел 3 представляет формулы и величины параметров согласно актуалной практике в Европейском Овшестве.


IAE-108/A
Małgorzata Klisińska: Program BLOK3_D do obliczeń ustalonych pól temperatury w blokach prostopadłościennych i ostrosłupowych z kanałami. Raport zawiera opis programu numerycznego BLOK3_D, opracowanego w celu wyznaczania trójwymiarowych rozkładów temperatury w blokach, w stanach ustalonych. Został opisany sposób modelowania obiektów dla potrzeb programu, układanie równań bilansu cieplnego dla elementów, na które dzielony jest model i metoda rozwiązywania tego układu równań. Program został wykorzystany do obliczeń temperatury w wielu różnego rodzaju obiektach. Wyniki tych obliczeń prezentowane są w raporcie w postaci wykresów temperatury.

Małgorzata Klisińska: The numerical programme BLOK3 D for calculations of steady state temperature fields in rectangular prisms and truncated solid pyramides with channels. The report contains a description of the numerical programme BLOK3_D, which was developed for calculatins of steady state threedimmensional temperature distributions in the blocks. It has been described the modelling way of the objects needed by the programme, the method of the composition of the energy balance equations for the finite elements of a block and the applied solution method. The programme was used to temperature calculations in many miscellaneous objects. The resultes of these calculations are presented in the form of temperature diagrams.

Малгожата Клисинска: Вычислительная программа БЛОК3_Д для расчётов стационарных температурных полей в трехмерных телах в виде прямоугольного параллелепипеда и усеченной пирамиды в которых находятся каналы. В докладе находится описание программы БЛОК3_Д, разработанной для вычисления трехмерных распределений температуры в блоках, которые являются источниками тепла, в стационарном состояний. В работе находится описание моделирования объектов, образование уравнений теплового баланса для элементов объема и метода решения системы уравнений. Программу применено на практике для многих объектов. Результаты этих вычислений показаны в докладе в виде дяграммов температуры.


IAE-109/A - BRAK

   
powrót