Wykorzystanie toru w energetyce j¹drowej
|
|
- Magda Grabowska
- 8 lat temu
- Przeglądów:
Transkrypt
1 POLITYKA ENERGETYCZNA Tom 10 Zeszyt specjalny PL ISSN Stefan CHWASZCZEWSKI*, Stanis³aw KILIM**, Magdalena M DRY** Wykorzystanie toru w energetyce j¹drowej STRESZCZENIE. Obecnie stosowane technologie w energetyce j¹drowej wykorzystuj¹ g³ównie, jedyny wystêpuj¹cy w przyrodzie, izotop rozszczepialny U235. W naturalnym uranie izotop ten stanowi 0,72% ogólnej masy uranu. Pozosta³a czêœæ to nierozszczepialny neutronami termicznymi izotop U238. Wprawdzie niewielka iloœæ tego izotopu, pod wp³ywem neutronów, ulega przekszta³ceniu w rozszczepialny izotop Pu239, ale w rezultacie tylko oko³o 1% wydobywanego ze œrodowiska uranu ulega rozszczepieniu i jest wykorzystywana do wytwarzania energii. Reszta idzie do odpadów. Jest to rozrzutna gospodarka tym surowcem energetycznym. Mo liwoœæ wykorzystania nierozszczepialnego izotopu U238 do wytwarzania rozszczepialnego izotopu Pu239 i Pu241 zwiêkszy zasoby energetyczne uranu ponad piêædziesi¹t razy. Jeszcze wiêksze zasoby energetyczne s¹ zawarte w torze. Pod wp³ywem neutronów powstaje z toru rozszczepialny izotop U233. Wykorzystanie toru jako materia³u paliworodnego pozwoli zwiêkszyæ zasoby energetyczne paliw j¹drowych ponad stukrotnie w porównaniu do zasobów uranu wykorzystywanych w obecnych technologiach. Wykorzystanie zarówno U238 jak i Th232 w energetyce j¹drowej wymaga zastosowania nowych technologii reaktorów energetycznych reaktorów, w których przeprowadzano by procesy j¹drowe wytwarzaj¹ce z materia³ów paliworodnych paliwo j¹drowe. S¹ to w przypadku wykorzystania U238 reaktory powielaj¹ce na neutronach prêdkich FBR (Fast Breeder Reactor). W przypadku wykorzystania toru procesy te mog¹ byæ prowadzone w odpowiednio przystosowanych do tych celów reaktorów wykorzystuj¹cych neutrony termiczne: lekkowodnych (PWR i BWR), reaktorach ciê kowodnych (PHWR-CANDU) oraz w budowanych obecnie reaktorach wysokotemperaturowych. W pracy przedstawiono podstawowe informacje o reakcjach j¹drowych prowadz¹cych do uzyskania izotopów rozszczepialnych w procesie naœwietlania toru neutronami w reaktorze * Prof. dr hab., ** Mgr Instytut Energii Atomowej, Otwock-Œwierk. Recenzent: prof. dr hab. in. Roman NEY 97
2 energetycznym, w³asnoœci tych izotopów jako paliwa j¹drowego, wykorzystanie toru w cyklach paliwowych reaktorów energetycznych oraz zalet i utrudnieñ w realizacji tego zamierzenia. S OWA KLUCZOWE: tor, uran, reaktor j¹drowy, paliwo j¹drowe Wprowadzenie W przyrodzie wystêpuje tylko jeden izotop rozszczepialny: U235. W wydobywanym ze œrodowiska naturalnym uranie znajduje siê go 0,72%. Pozosta³a czêœæ to nierozszczepialny neutronami o niskich energiach U238 oraz œladowe iloœci U234, wystêpuj¹cego w szeregu radioaktywnego rozpadu U238. W zasadzie, znakomita czêœæ obecnie eksploatowanych reaktorów energetycznych i badawczych bazuje na wykorzystaniu wystêpuj¹cego w przyrodzie rozszczepialnego izotopu U235. Niewielka czêœæ wytwarzanej energii w tych reaktorach pochodzi z rozszczepienia Pu239 powsta³ego w reaktorze, w wyniku napromieniania izotopu U238 neutronami. Jednak e wykorzystanie uranu naturalnego do wytwarzania energii pozosta³o na poziomie 0,5 1%! Do wytworzenia 1 TWh energii elektrycznej, ze œrodowiska, jest wydobywane oko³o 23 tony uranu naturalnego. Z tej iloœci rozszczepieniu ulega 130 kg. 20 ton uranu to uran zubo ony, z którego wydobyto czêœæ U235, aby wytworzyæ paliwo z 3 6% udzia³em U235. Pozosta³e 3 tony to wy³adowane z reaktora wypalone paliwo wysokoaktywny odpad, który musi byæ odizolowany od œrodowiska przez tysi¹ce lat. W latach siedemdziesi¹tych i osiemdziesi¹tych ubieg³ego wieku, w okresie gwa³townego rozwoju energetyki j¹drowej, rozpoczêto prace nad wykorzystaniem U238 do wytwarzania Pu239. Oczywiœcie, pomocne w tym rozwoju okaza³y siê militarne technologie wytwarzania plutonu rozszczepialnego. Jednak e celem tych opracowañ by³a konstrukcja reaktora, w którym iloœæ wytworzonego Pu239 by³aby wiêksza od iloœci wykorzystanego U235 lub Pu239 do podtrzymania ³añcuchowej reakcji rozszczepienia. Okaza³o siê, e ten warunek spe³nia tylko reaktor wykorzystuj¹cy neutrony prêdkie w reakcji rozszczepienia. Reaktor taki nazwano reaktorem powielaj¹cym na neutronach prêdkich. W jêzyku angielskim uproszczono tê nazwê do Fast breeder reaktor FBR. Okaza³o siê, e reaktor taki mo e wytworzyæ oko³o 10% rozszczepialnego paliwa wiêcej ni sam zu ywa do swojej pracy. Nadmiar wytworzonego w tym reaktorze plutonu mo e byæ wykorzystany do wytwarzania paliwa dla reaktorów nie posiadaj¹cych takich w³asnoœci lub do zasilania paliwem nowych reaktorów powielaj¹cych. Stagnacja rozwoju energetyki j¹drowej, po awarii reaktora energetycznego w Czarnobylu, spowodowa³a spowolnienie a nawet zatrzymanie prac nad reaktorami powielaj¹cymi. Szczególnie, e eksploatacja tych reaktorów okaza³a siê skomplikowana, a wydobycie plutonu z napromieniowanego uranu przedsiêwziêciem doœæ kosztownym. Proces likwidacji militarnych zapasów wysoko wzbogaconego uranu i plutonu i wykorzystanie ich do wy- 98
3 twarzania paliw do reaktorów cywilnych spowodowa³ znacz¹cy spadek cen j¹drowych surowców energetycznych. W latach dziewiêædziesi¹tych 50% zapotrzebowania na paliwa j¹drowe do reaktorów cywilnych, by³o pokrywane z tych zasobów. Jednak e sytuacja zaczyna siê zmieniaæ. Wyniki prowadzonych analiz rynków surowców energetycznych przewiduj¹ wzrost wykorzystania energetyki j¹drowej. Stan ten wynika ze œwiadomoœci ograniczonych zasobów energetycznych (g³ównie ropy naftowej i gazu) oraz z koniecznoœci ochrony œrodowiska przed emisj¹ gazów cieplarnianych i innych szkodliwych substancji powstaj¹cych przy przetwarzaniu i wykorzystaniu energii. Wykorzystywane obecnie do wytwarzania paliwa j¹drowego zasoby militarnego uranu i plutonu ulegaj¹ wyczerpaniu. Zasoby uranu wydobywanego po racjonalnych kosztach nie s¹ nieograniczone. Wed³ug [1] udowodnione œwiatowe zasoby uranu (proved resources) wydobywanego po kosztach do 130 US$ wg cen 2004 r. wynosz¹ 3200 kton naturalnego uranu metalicznego, natomiast szacowane dodatkowe i nie odkryte zasoby uranu (estimated additional resources and undiscovered resources) s¹ oceniane na 9800 kton. Obecnie, œwiatowe zapotrzebowanie na uran naturalny wykorzystywany do celów cywilnych wynosi rocznie oko³o 65 kton. W sytuacji wzrastaj¹cego zapotrzebowania na Ÿród³a czystej i taniej energii wykorzystanie paliw j¹drowych w obecnie wykorzystywanych technologiach energetyki j¹drowej BAU (Business As Usual) spowoduje szybkie wyczerpanie zasobów tego surowca. Oceny podane w publikacji [2] przewiduj¹ koniecznoœæ wykorzystania w znacz¹cej skali reaktorów powielaj¹cych. Rys. 1. Prognoza wykorzystania œwiatowych zasobów uranu Fig. 1. Worldwide uranium resource utilization forecast Wykorzystanie U238 do wytwarzania izotopów rozszczepialnych pozwoli na ponad 50-krotne zwiêkszenie iloœci energii wytworzonej z rozpoznanych i potencjalnych zasobów uranu naturalnego. Drugim surowcem umo liwiaj¹cym wytwarzanie izotopu rozszczepialnego jest tor. W wyniku naœwietlania neutronami jedyny izotop toru Th232 zostaje przekszta³cony 99
4 w rozszczepialny izotop U233. Ocenia siê, e tor wystêpuje w przyrodzie w iloœciach 3 4 krotnie wiêkszych ni uran. Dlatego wykorzystanie toru umo liwi³oby ponad stukrotne zwiêkszenie iloœci energii mo liwej do wytworzenia z rozpoznanych i potencjalnych zasobów materia³ów j¹drowych. W niniejszym referacie przedstawiono zarówno zalety jak i wady zastosowañ tego pierwiastka (w torze znajduje siê 100% udzia³ izotopu Th232) do wykorzystania w energetyce j¹drowej. 1. Materia³y paliworodne i procesy wytwarzania izotopów rozszczepialnych Wykorzystanie toru do wytwarzania izotopu rozszczepialnego U233 wymaga napromienienia toru neutronami w reaktorze j¹drowym. Wykorzystywana jest g³ównie nastêpuj¹ca reakcja j¹drowa: Th n Th Pa U (1) Przedstawiona powy ej reakcja jest nazywana cyklem torowo-uranowym (Th-U). Podobna reakcja j¹drowa wykorzystywana jest do wytwarzania rozszczepialnego izotopu Pu239 i Pu241 w naœwietlaniu neutronami U238. Nazywana jest ona cyklem uranowo-plutonowym (U-Pu): U n U Np Pu n f lub Pu n Pu 241 (2) W cyklu U-Pu powstaje jeszcze jeden izotop rozszczepialny Pu241. Poch³oniêcie neutronu przez izotop Pu239 nie zawsze prowadzi do rozszczepienia. Istnieje pewne prawdopodobieñstwo przemiany izotopu Pu239 w nierozszczepialny izotop Pu240. Poch³oniêcie nastêpnego neutronu prowadzi do powstania izotopu rozszczepialnego Pu241. añcuch przemian j¹drowych, który prowadzi do wytwarzania izotopu rozszczepialnego, rozpoczyna siê od poch³oniêcia (absorpcji) neutronu przez j¹dro materia³u paliworodnego, którymi s¹ tor, posiadaj¹cy w stanie naturalnym jeden izotop Th232 lub izotop uranu U238, którego zawartoœæ w uranie naturalnym przekracza 99%. Szybkoœæ, z jak¹ zachodzi ta reakcja zale y oczywiœcie od gêstoœci strumienia neutronów oraz od przekroju czynnego na absorpcjê neutronu przez j¹dro materia³u paliworodnego. Przekrój czynny na poch³oniêcie neutronu przez tor jest kilkukrotnie wiêkszy od analogicznego przekroju czynnego dla izotopu U238. A wiêc prawdopodobieñstwo absorpcji neutronu przez j¹dro Th232 jest kilkukrotnie wiêksze ni w przypadku j¹dra U238 i efektywnoœæ procesu Th-U jest kilkukrotnie wiêksza ni procesu U-Pu. Dodatkowo, zarówno 100
5 Th232 jak i U238 ulegaj¹ rozszczepieniu pod dzia³aniem neutronów wysokich energii, a wiêc neutronów emitowanych bezpoœrednio w procesie rozszczepienia. Zakres energii tych neutronów znajduje siê w obszarze energii neutronów powoduj¹cych rozszczepienia w Th232, natomiast tylko niewielka czêœæ pokrywa zakres energii niezbêdnych do spowodowania rozszczepienia U238. Przedstawione przemiany j¹drowe (1) i (2) s¹ przemianami dominuj¹cymi, ale nie jedynymi. Na rysunku 2 przedstawiono schemat wa niejszych przemian j¹drowych zachodz¹cych w cyklu torowo-uranowym (Th-U) oraz w cyklu uranowo-plutonowym (U-Pu). W wyniku tych przemian powstaje szereg radioaktywnych izotopów nierozszczepialnych, które wychwytuj¹ nieproduktywnie neutrony pogarszaj¹c tym samym bilans neutronów w reaktorze. Rys. 2. Schematy wa niejszych przemian j¹drowych w cyklu torowo-uranowym i uranowo-plutonowym w widmie neutronowym energetycznego reaktora lekkowodnego Uwaga: Liczby przy oznaczeniach reakcji n, poch³oniêcie neutronu) lub n,f (rozszczepienie) okreœlaj¹ przekrój czynny tych reakcji w barnach (1 barn = cm 2 ) Fig. 2. Diagram of prior nuclear processes in the thorium-uranium cycle and uranium-plutonium cycle in light water reactor neutron spectrum Dla zobrazowania procesów przekszta³ceñ j¹drowych, zachodz¹cych w materia³ach paliworodnych, w cyklu uranowo-plutonowym ze zubo onym uranem (zawartoœæ U235 0,2%) i w cyklu Th-U przeprowadzono obliczenia przy pomocy kodu ORIGEN [3]. Sk³ad izotopowy 1 tony uranu zubo onego (U238 99,8%, U235 0,2%) oraz 1 tony toru poddanego napromienieniu strumieniem neutronów 5*10 13 n/cm 2 sek w reaktorze lekkowodnym (okreœlone widmo neutronów) przez 365 dni. Zestawienie wybranych izotopów nagromadzonych w tych materia³ach w gramach jest podane w tabeli
6 TABELA 1. Zestawienie zawartoœci izotopów w gramach w 1 tonie uranu zubo onego (kolumna U-Pu) i w 1 tonie toru (kolumna Th-U) poddanego napromienieniu w energetycznym reaktorze lekkowodnym w strumieniu neutronów 5*10 13 n/cm 2 sek (5E13 n/cm 2 sek) w czasie 365 dni. W tabeli nie uwzglêdniono izotopów, których zawartoœæ w napromienionym materiale w cyklu U-Pu i Th-U jest mniejsza od 0,1 grama TABLE 1. List of isotope quantity in one tonne of depleted uranium (column U-Pu) and 1 tonne of thorium (column Th-U) irradiated by neutron (flux *10 13 n/cm 2 s) during 365 days. Isotopes, which quantity in both material are less then 0,1 grams are not included in table Izotop U-Pu Th-U Izotop U-Pu Th-U Izotop U-Pu Th-U Izotop U-Pu Th-U Th228 1,06E-07 1,34E-01 Pa233 4,59E-06 7,50E+03 U238 9,64E+05 4,17E-11 Pu240 6,79E+02 4,22E-03 Th230 2,76E-07 1,70E+00 Pa234 2,29E-09 3,49E+00 U239 1,87E+00 8,08E-17 Pu241 1,29E+03 3,08E-03 Th231 3,67E-09 7,67E-01 U232 4,64E-05 4,25E+01 Np236 8,99E-06 4,41E-07 PuU242 2,78E+02 2,14E-04 Th232 4,32E-06 9,21E+05 U233 3,29E-04 3,50E+04 Np237 1,56E+02 7,66E+00 Pu243 2,29E-01 1,76E-07 Th233 2,13E-11 4,57E+00 U234 2,62E-01 7,37E+03 Np238 1,00E+00 4,90E-02 Am241 1,67E+01 1,47E-05 Th234 1,39E-05 1,01E+00 U235 6,44E+02 1,70E+03 Np239 2,68E+02 3,49E-04 Am242M 4,43E-01 2,49E-07 Pa231 8,52E-07 1,35E+02 U236 2,45E+02 1,26E+02 Pu238 5,00E+01 1,04E+00 Am243 6,08E+01 2,00E-05 Pa232 3,04E-09 4,90E-01 U237 6,73E+00 1,03E+00 Pu239 9,80E+03 1,11E-01 Z powy szej tabeli wynika wiêksza wydajnoœæ wytwarzania izotopu rozszczepialnego w cyklu Th-U w porównaniu do cyklu U-Pu. W cyklu Th-U wytworzono 35 kg U233, natomiast w cyklu U-Pu tylko 11 kg izotopów Pu239 i Pu241. Przy separacji chemicznej uranu w cyklu Th-U i plutonu z cyklu U-Pu otrzymujemy mieszaninê izotopów, w których stosunek przekroju czynnego na rozszczepienie do przekroju czynnego na absorpcjê neutronu dla uranu w cyklu Th-U wynosi 6,09 natomiast dla plutonu w cyklu U-Pu - 2,48. W cyklu Th-U wytwarzane jest znacz¹co mniej izotopów neptunu, plutonu i ameryku w porównaniu do cyklu U-Pu. Powoduje to znacznie mniejsz¹ aktywnoœæ wypalonego paliwa wytwarzan¹ na jednostkê wytworzonej w reaktorze energii. W cyklu Th-U pojawia siê pewna iloœæ U232. Wbrew informacjom podanym w szeregu publikacji, np. [5] str. 68 izotop ten nie jest wytwarzany w reakcjach n,2n, które to reakcje s¹ mo liwe tylko z neutronami wysokich energii > 6 MeV, ale w wyniku alfa rozpadu izotopu U234 prowadz¹cego do powstania izotopu Th230, a nastêpnie w szeregu reakcji j¹drowych: Th n Th Pa n Pa U (3) jest wytwarzany U232. Okres pó³rozpadu tego izotopu wynosi 70 lat, a generuje on rodzinê izotopów promieniotwórczych, w której znajduje siê Tl208. Izotop ten znamienny jest tym, e przy jego rozpadzie wytwarza wysokoenergetyczne promieniowanie gamma o energii MeV. Promieniowanie to stanowi powa ne utrudnienie w chemicznym rozdzielaniu uranu w cyklu Th-U, produkcji paliwa i operowaniu tym paliwem, lecz stanowi bardzo 102
7 dobry znacznik umo liwiaj¹cy w prosty sposób identyfikacjê tego materia³u przy próbach jego nielegalnego wykorzystania np. do celów terrorystycznych. Reasumuj¹c, efektywnoœæ wytwarzania izotopów rozszczepialnych w procesie Th-U jest kilkukrotnie wiêksza ni w procesie U-Pu. Dodatkowo, Th232 jest wydajniejszym materia³em rozszczepialnym pod dzia³aniem neutronów rozszczepieniowych ni U238. Dlatego cykl Th-U mo e byæ wykorzystany do powielania materia³ów rozszczepialnych w reaktorach na neutronach termicznych: LWR, PHWR(CANDU) i HTGR, natomiast do powielania paliwa w cyklu U-Pu musz¹ byæ wykorzystane reaktory na neutronach prêdkich. 2. Izotopy rozszczepialne i ich charakterystyki Podstawowymi pytaniami s¹ korzyœci i utrudnienia wynikaj¹ce z zastosowañ Th232 lub U238 do wytwarzania izotopów rozszczepialnych U233, Pu239 i Pu241 oraz wykorzystania tych materia³ów w reaktorze energetycznym. Nie ulega w¹tpliwoœci, e w przypadku zwiêkszaj¹cego siê wykorzystania energetyki j¹drowej niezbêdne bêdzie wykorzystanie wymienionych powy ej reakcji do wytwarzania paliwa j¹drowego. Jakie wiêc s¹ zalety cyklu paliwowego opartego na torze cyklu Th-U w porównaniu do cyklu paliwowego opartego na wytwarzania plutonu z U238 cyklu U-Pu. Przede wszystkim jakie s¹ w³asnoœci rozszczepialnych izotopów U233, Pu239 i Pu241 jako paliwa j¹drowego w zestawieniu z U235. Jednym z wa nych parametrów izotopu rozszczepialnego jest wielkoœæ przekroju czynnego na rozszczepienie a w zasadzie jego zale noœæ od energii neutronu. Zale noœæ ta jest pokazana na rysunku 3 [4]. W zasadzie wszystkie izotopy rozszczepialne posiadaj¹ zbli one wielkoœci przekroju czynnego na rozszczepienie. W przypadku izotopów Pu239 i Pu241 wystêpuj¹ rezonanse w obszarze energii neutronów termicznych powoduj¹ce zale noœæ wytwarzanej mocy w paliwie zawieraj¹cym te izotopy nie tylko od wielkoœci strumienia neutronów, lecz równie od widma energetycznego neutronów. Efekt ten stwarza pewne k³opoty w prognozowaniu kampanii paliwowej reaktora wykorzystuj¹ce paliwo zawieraj¹ce wymienione powy ej izotopy rozszczepialne. W przypadku U233, rezonans ten znajduje siê znacznie powy ej energii neutronów w reaktorach na neutronach termicznych (LWR lub PHWR). Nastêpnym parametrem okreœlaj¹cym w³asnoœci izotopów rozszczepialnych jest udzia³ procesów absorpcji neutronów prowadz¹cych do rozszczepienia j¹dra izotopu rozszczepialnego w ca³kowitej absorpcji neutronów. Proces absorpcji neutronu nie wywo³uj¹cy rozszczepienia prowadzi do powstania nowego, ciê szego j¹dra, zazwyczaj radioaktywnego, ulegaj¹cego rozpadowi alfa, a wiêc izotopu radiotoksycznego. Proces ten powoduje nagromadzenie w wypalonym paliwie radioaktywnych izotopów o d³ugich okresach rozpadu emituj¹cych cz¹stki alfa. Czym prawdopodobieñstwo rozszczepienia po absorpcji neutronu jest bli sze 1, tym mniej dany izotop wytwarza wysokoaktywnych, d³ugo yciowych odpadów promieniotwórczych, pozostaj¹cych w wypalonym paliwie. Zestawienie 103
8 Rys. 3. Zale noœæ przekroju czynnego na rozszczepienie U233, U235, Pu239 i Pu241 od energii neutronów (barn=10-24 cm 2 ) Fig. 3. Fission cross section vs. neutron energy for U233, U235, Pu239 and Pu241 (barn=10-24 cm 2 ) prawdopodobieñstwa rozszczepienia na poch³oniêty neutron dla rozpatrywanych izotopów rozszczepialnych jest przedstawione w tabeli 2 [5]. TABELA 2. Prawdopodobieñstwo reakcji rozszczepienia przy poch³oniêciu neutronu dla izotopów U233, U235, Pu239 i Pu241 TABLE 2. Fission probability after neutron absorpion for U233, U235, Pu239 and Pu241 Izotop U233 U235 Pu239 Pu241 Prawdopodobieñstwo reakcji rozszczepienia 0,912 0,854 0,665 0,751 Spoœród rozpatrywanych izotopów rozszczepialnych najlepszymi w³asnoœciami oznacza siê U233. Dodatkowo, w przypadku tego izotopu produkty przemian doprowadzaj¹ do powstania izotopu rozszczepialnego U235, a nastêpnie Pu239 i Pu241. Izotopy te ulegaj¹ rozszczepieniu i w konsekwencji, przy wykorzystaniu cyklu Th-U powstaje mniej radioaktywnych izotopów w wypalonym paliwie. Wa nym parametrem okreœlaj¹cym wymagania w zakresie sterowania reaktorem jest udzia³ neutronów opóÿnionych w emisji neutronów z procesów rozszczepienia. Wielkoœæ ta 104
9 oznacza margines bezpiecznego sterowania reaktorem. Przekroczenie poziomu wspó³czynnika mno enia o wielkoœæ udzia³u neutronów opóÿnionych sprawia, e reaktor osi¹ga krytycznoœæ na neutronach natychmiastowych, co powoduje bardzo szybki wzrost strumienia neutronów oraz zwi¹zanej z tym mocy reaktora. Sytuacja ta nie prowadzi do wybuchu j¹drowego dzia³aj¹ tu ujemne sprzê enia temperaturowe, ale mo e doprowadziæ do uszkodzenia paliwa. Udzia³ neutronów opóÿnionych w procesie rozszczepienia dla analizowanych izotopów rozszczepieniowych jest przedstawiony w tabeli 3 [5]. TABELA 3. Udzia³ neutronów opóÿnionych emitowanych w procesie rozszczepienia izotopów U233, U235, Pu239 i Pu241. TABLE 3. Delayed neutron fraction from U233, U235, Pu239 and Pu241 fission. Izotop U233 U235 Pu239 Pu241 Udzia³ neutronów opóÿnionych 0,0031 0,0069 0,0026 0,0050 Ten parametr wybitnie preferuje U235. Jednak e wp³yw tego parametru na sposób sterowania reaktorem energetycznym jest zmniejszany przez emisjê fotoneutronów z reakcji wywo³anej promieniowaniem gamma na j¹drach np. deuteru znajduj¹cego siê w wodzie ch³odz¹cej rdzeñ reaktora (w tonie wody znajduje siê 156 gramów D 2 O). Fotoneutrony w tym przypadku odgrywaj¹ stabilizuj¹c¹ rolê w sterowaniu reaktorem energetycznym. 3. Charakterystyki materia³owe Naœwietlanie materia³ów paliworodnych (Th lub Udep) wi¹ e siê z powstawaniem zmian chemicznych w tych materia³ach oraz z wytwarzaniem energii cieplnej w wyniku generacji w tych materia³ach izotopów rozszczepieniowych oraz generacji energii przez promieniowanie gamma. Projektuj¹c uk³ady reaktorowe wykorzystuj¹ce te materia³y nale y przeanalizowaæ wp³yw powstaj¹cych w wyniku przemian j¹drowych pierwiastków na charakterystyki materia³u wyjœciowego. W tabeli 4 przedstawione s¹ podstawowe w³aœciwoœci zarówno czystych pierwiastków Th, U i Pu jak i ich ThO 2,UO 2 ipuo 2. Niska temperatura topienia czystych pierwiastków w szczególnoœci plutonu w porównaniu do dwutlenków tych pierwiastków, znacz¹ce ró nice we wspó³czynnikach rozszerzalnoœci termicznej sugeruj¹ wykorzystanie dwutlenków tych pierwiastków w szczególnoœci, e posiadaj¹ identyczn¹ strukturê krystaliczn¹: F.C.C. (F.C.C. Face Centered Cubic P³asko centrowana sieæ regularna) w zakresie temperatur ich pracy w reaktorze. Jak wynika z przedstawionych powy ej parametrów, dwutlenek toru posiada wy sz¹ temperaturê topnienia od dwutlenku uranu. Powoduje to koniecznoœæ prowadzenia procesu spiekania ThO 2 w temperaturach powy ej 2000 o C(UO o C) co wi¹ e siê z wiêkszymi trudnoœciami technicznymi. Dodatkowo, ThO 2 jest bardziej stabilny chemicznie w porów- 105
10 TABELA 4. Podstawowe parametry materia³owe U, Pu i Th oraz dwutlenków tych pierwiastków TABLE 4. Basic material parameters U, Pu and Th and dioxide of these elements Parametr U UO 2 Pu PuO 2 Th ThO 2 Struktura krystaliczna Ortorombowa K Tetragonalna K BCC K F.C.C. 1 6faz Najwa niejsze: Monokliniczna K F.C.C K B.C.C K F.C.C. F.C.C K B.C.C K F.C.C. Temperatura topnienia 1405 K ~3123 K 913 K ~2623 K 2025 K ~3643 K Teoretyczna gêstoœæ 298 K 19,05 10,96 19,38 11,46 11,68 10,00 g/cm 3 Przewodnoœæ cieplna W/mK 773 K 1773 K 30 4,80 2, ,48 1,97 43,1 6,20 2,40 Wspó³czynnik rozszerzalnoœci 14,2 E-6 10 E-6 56E-6 11,4E-6 11,9 E-6 9,67 E-6 K 1 1 F.C.C. Face Centered Cubic P³asko centrowana sieæ regularna. 2 B.C.C. Body Centered Cubic Przestrzennie centrowana sieæ regularna. naniu z UO 2 i przy procesach przerobu wypalonego paliwa nie ulega rozpuszczeniu w kwasie azotowym, tak jak ma to miejsce z UO 2. Dodanie niewielkiej iloœci kwasu fluorowodorowego pozwala na unikniêcie tych trudnoœci, ale ten dodatek powoduje korodowanie elementów instalacji do przerobu wypalonego paliwa. Trudnoœci te mog¹ byæ pokonane poprzez wykorzystanie reagentu THOREX: 13M HNO 3 +0,05HF+0,1M Al(NO 3 ) Cykl paliwowy z wykorzystaniem toru jako materia³u paliworodnego Zasadnicz¹ ró nic¹ cyklu paliwowego Th-U ró ni¹c¹ go od cyklu paliwowego U-Pu jest wystêpowanie w ³añcuchu przemian j¹drowych tego pierwszego stosunkowo d³ugo yciowego izotopu Pa233. Powoduje on znaczne opóÿnienie w wytwarzaniu rozszczepialnego 106
11 izotopu U233. Stan nasycenia równowagi pomiêdzy wytwarzaniem izotopu rozszczepialnego a jego wypaleniem jest osi¹gany dopiero po okresie ponad jednego roku napromieniowania w reaktorze. Po wy³adowaniu napromieniowanego toru z reaktora, oprócz znacznej iloœci rozszczepialnego izotopu U233, znajduje siê w nim du a iloœæ Pa233, który w procesie rozpadu wytwarza dalej izotop rozszczepialny U233. Przerób napromienionego toru, po roku jego sch³adzania, pozwoli na wydobycie jeszcze wiêkszych iloœci U233 ni znajdowa³yby siê w momencie wy³adunku toru z reaktora. Dodatkowo, rozpad izotopu Pa233 jest skojarzony z du ¹ intensywnoœci¹ promieniowania gamma znacznie utrudniaj¹cego proces przerobu. Na rysunku 4 przedstawiono przebieg narastania iloœci U233 w tonie toru naœwietlanego przez 2 lata strumieniem neutronów n/cm 2 sek w energetycznym reaktorze lekkowodnym, a nastêpnie sk³adowanym przez okres 100 lat. Ju po jednym roku sk³adowania otrzymuje siê oko³o 68 kg uranu w tym 49 kg U233 i ponad 5 kg U235. Pozosta³e izotopy uranu to: U232 w iloœci 100 g, U kg i poni ej 1 kg U236. Bez separacji izotopowej otrzymujemy ponad 54 kg izotopów rozszczepialnych! Rys. 4. Przebieg narastania iloœci U233 w tonie toru naœwietlanego strumieniem neutronów n/cm 2 sek Fig. 4. Time behaviour of U233 quantity in one tone of thorium irradiated in neutron flux n/cm 2 s Naœwietlanie 1 tony uranu zubo onego (U235 0,2%) w tym samym strumieniu neutronów przez okres 2 lat umo liwia otrzymanie prawie 14 kg plutonu, w tym izotopów rozszczepialnych: ponad 10 kg Pu239 i 1,7 kg Pu241. Pozosta³e izotopy plutonu to nierozszczepalne Pu240 i Pu242 w iloœci po 750 gram. W czasie napromieniania toru lub uranu (zubo onego) w reaktorze wytwarzane s¹ izotopy rozszczepialne, których rozszczepienie powoduje wytwarzanie energii. Dynamika narastania mocy cieplnej wytwarzanej w tonie toru i w tonie uranu zubo onego poddanego napromienianiu w strumieniu neutronów n/cm 2 sek jest przedstawiona na rysunku 5. W okresie napromieniania w tonie toru zostaje wytworzona energia cieplna 1932 GWh, natomiast w uranie zubo onym 1180 GWh. Jak wynika z przedstawionych wyników, tor jest bardziej efektywnym materia³em paliworodnym ni zubo ony uran. W torze wytwarzana jest wiêksza iloœæ materia³ów rozszczepialnych oraz wytwarzana jest wiêksza iloœæ energii w czasie napromieniania. 107
12 Rys. 5. Moc wytwarzana w jednej tonie toru i uranu zubo onego w czasie napromieniowania strumieniem neutronów n/cm 2 sek Fig. 5. Power generation in one tone of thorium and one tone depleted uranium in irradiation time in neutron flux n/cm 2 s Dodatkowo, w procesie chemicznego przerobu napromienionego toru wydzielany jest uran o sk³adzie izotopowym bardziej przydatnym do wykorzystania jako paliwo j¹drowe ni w przypadku wyodrêbnienia plutonu w cyklu U-Pu. Aktywnoœæ produktów rozszczepienia w wy³adowanej z reaktora porcji toru i uranu zubo onego jest proporcjonalna do wytworzonej w tym materiale energii. Natomiast aktywnoœæ izotopów z liczb¹ atomow¹ Z>81 (izotopów wytwarzanych w procesie przemian j¹drowych w torze i uranie pod wp³ywem napromieniania neutronami oraz w wyniku ich rozpadu w okresie sk³adowania) ró ni siê miêdzy sob¹. W wy³adowanym materiale torowym nagromadzono 68 kg uranu, w tym 49 kg U233. Izotop ten z pó³okresem rozpadu lat generuje rodzinê izotopów promieniotwórczych: Th229, Ac225, Ra225, Fr221, Po213 i Pb209. Po 1000 lat sk³adowania nastêpuje znaczny wzrost aktywnoœci wy³adowanego materia³u. Obróbka chemiczna wy³adowanego materia³u z wydzieleniem izotopów uranu oraz produktów rozszczepienia zasadniczo zmniejsza aktywnoœæ wy³adowanej substancji, której aktywnoœæ d¹ y do poziomu aktywnoœci toru w œrodowisku naturalnym. Na rysunku 6 przedstawiono zanik aktywnoœci izotopów z Z>81 w okresie sk³adowania bez separacji izotopów uranu oraz po ich separacji. Na rysunku tym przedstawiono równie aktywnoœæ 1 tony toru w równowadze z produktami rozpadu. Jak wynika z przedstawionego wykresu, po okresie sk³adowania lat, aktywnoœæ tego materia³u po wydzieleniu izotopów uranu (które s¹ cennym materia³em rozszczepialnym) d¹ y do poziomu aktywnoœci naturalnego œrodowiska. Podobnie, aktywnoœæ produktów rozszczepieñ powsta³ych w procesie napromieniania toru w reaktorze, d¹ y do poziomu aktywnoœci œrodowiska naturalnego po sk³adowaniu w okresie oko³o 1000 lat. 108
13 Rys. 6. Zanik aktywnoœci 1 tony toru naœwietlanego przez 2 lata w strumieniu neutronów n/cm 2 sek Fig. 6. Activity decay in 1 tone thorium irradiated in neutron flux n/cm 2 s during 2 years 5. Dotychczasowe zastosowania toru w reaktorach energetycznych [5, 6, 7] W ogromnej wiêkszoœci prób wykorzystania toru w reaktorach energetycznych, tor wykorzystywano jako materia³ paliworodny wyd³u aj¹cy kampaniê paliwow¹ reaktora, eliminuj¹c koniecznoœæ za³adowania do reaktora znacznej iloœci rozszczepialnego izotopu U235, który wystarczy³by na eksploatacjê reaktora w dostatecznie d³ugim okresie czasu. Ten nadmiar rozszczepialnego paliwa nazwany wbudowan¹ reaktywnoœci¹ musia³ byæ skompensowany wprowadzeniem do reaktora substancji poch³aniaj¹cej neutrony, b¹dÿ to w roztworu kwasu borowego w wodzie ch³odz¹cej rdzeñ, b¹dÿ to w postaci wypalaj¹cych siê substancji poch³aniaj¹cych neutrony. To podejœcie stwarza³o powa ne problemy eksploatacyjne. Rozwi¹zanie tego problemu upatrywano w wykorzystaniu toru stosowanego w mieszaninie z uranem lub w postaci oddzielnych elementów paliwowych. W pocz¹tkowym okresie tor stanowi³ poch³aniacz neutronów, ale w trakcie eksploatacji pojawi³ siê izotop rozszczepialny, kompensuj¹cy wypalanie U235. Takie próby podejmowano od 1963 roku w reaktorach PWR i BWR, w USA (Elk River, Shippingport i Indian Point) w Niemczech (Lingen). Osobnym kierunkiem zastosowañ by³o wykorzystanie toru w paliwie reaktorów wysokotemperaturowych: w reaktorze DRAGON (Anglia), w reaktorach Peach Bottom ifortstvrain(usa)orazavrithtr(niemcy). We wszystkich wymienionych powy ej zastosowaniach, nie przewidywano przerobu wypalonego paliwa celem wyodrêbnienia powsta³ych w nim izotopów rozszczepialnych. 109
14 Zupe³nie nowatorskim podejœciem do zagadnieñ wykorzystania toru i uranu do wytwarzania energii jest koncepcja reaktora na stopionych solach (fluorkach) uranu i toru. W reaktorze tym paliwem i ch³odziwem s¹ stopione fluorki uranu naturalnego i toru z ci¹g³ym oczyszczaniem tej substancji z produktów rozszczepienia w czasie, gdy ta substancja znajduje siê poza reaktorem. Cech¹ charakterystyczn¹ tego reaktora jest prawie 100% wykorzystanie zarówno toru jak i uranu (w tym U238) do wytwarzania energii. Jeœli do wytworzenia 1 TWh energii elektrycznej, w wykorzystywanych obecnie reaktorach, potrzebne jest wydobycie ze œrodowiska oko³o 23 tony uranu naturalnego, to w reaktorze na stopionych solach, tak¹ iloœæ energii elektrycznej wytwarza siê kosztem 50 kg toru i 50 kg uranu naturalnego! Doœwiadczalny reaktor tego typu zosta³ uruchomiony w USA w ORNL i by³ eksploatowany w latach Problemy techniczne oraz problemy zwi¹zane z oczyszczaniem wysokoaktywnych fluorków uranu i toru od produktów rozszczepienia, by³y przyczyn¹ porzucenia tej technologii. Tym niemniej, w spisie perspektywicznych technologii reaktorów tzw. IV generacji taka technologia figuruje. Dodatkowo, przyk³ad technologii reaktorów energetycznych na stopionych solach pokazuje mo liwoœci pe³nego wykorzystania uranu i toru do wytwarzania energii. W Federacji Rosyjskiej prowadzone s¹ prace nad wykorzystaniem toru w reaktorach WWER. Wykorzystywany jest do wyd³u enia kampanii paliwowej reaktora oraz do spalania plutonu militarnego w mieszaninie ThO 2 PuO 2. Krajem, który zamierza wykorzystaæ w pe³ni cykl paliwowy Th-U, z wydobyciem z wypalonego paliwa izotopów rozszczepialnych uranu, s¹ Indie. Posiadaj¹c znaczne zasoby toru i skromne zasoby uranu, kraj ten zamierza wykorzystaæ w³aœnie cykl Th-U do wytwarzania energii. W trzech reaktorach badawczych prowadzone s¹ testy paliw na bazie toru. W siedmiu eksploatowanych reaktorach energetycznych typu PHWR (CANDU) prêty z toru s¹ stosowane do sp³aszczania rozk³adu wytwarzanej mocy. W reaktorze powielaj¹cym FBTR o mocy 40 MWt zastosowano dwutlenek toru w p³aszczu powielaj¹cym i przeprowadzono przerób materia³u tego p³aszcza wyodrêbniaj¹c z niego U233. W budowie jest reaktor powielaj¹cy PFBR o mocy 500 MWe, który bêdzie równie wykorzystany do wytwarzania U233. Podsumowanie Przedstawione powy ej informacje potwierdzaj¹ mo liwoœæ wykorzystania toru jako materia³u do wytwarzania rozszczepialnego paliwa j¹drowego w reaktorach energetycznych. Oprócz niew¹tpliwych zalet stosowanie toru w energetyce j¹drowej niesie za sob¹ nowe wyzwania: znacznie wy sza aktywnoœæ napromieniowanego toru bezpoœrednio po jego wy³adowaniu z reaktora, wiêksze trudnoœci technologiczne przy przerobie wypalonego paliwa oraz znaczna aktywnoœæ wydobytego z toru uranu. Chocia ta ostatnia w³aœciwoœæ utrudnia stosowanie wydobytego z naœwietlonego toru paliwa uranowego do celów poza 110
15 energetycznych. Dodatkowo, dane j¹drowe zwi¹zane z procesami zachodz¹cymi w trakcie realizacji cyklu Th-U nie s¹ poznane z dok³adnoœci¹ wymagan¹ do precyzyjnego zaprojektowania pracy reaktora. Wykorzystanie toru w energetyce j¹drowej wymaga jeszcze przeprowadzenia prac badawczych i budowy zupe³nie nowej infrastruktury technicznej: wytwarzania toru i paliwa z zawartoœci¹ toru, przystosowania reaktorów do naœwietlania toru, linii technologicznych przerobu naœwietlonego toru, wytwarzania paliwa na bazie aktywnego uranu i toru oraz konstrukcji nowych reaktorów wykorzystuj¹cych paliwo na bazie Th-U233. Literatura [1] World Energy Council: 2004 Survey of Energy Resources 20 Edition, ELSEVIER. [2] A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy System. U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum. December [3] BELL M.J., 1983 ORIGEN the ORNL Isotope Generation and Depletion Code. ORNL 4628, May 1973, G. Croff,:ORIGEN 2 A Versatile Computer Code for Calculating the Nuclide Compositions and Characteristics of Nuclear Materials. Nuclear Technology V. 62 September 1983 str. 335 [4] ENDFPLOT program prezentuj¹cy wykresy danych j¹drowych z bibliotek MCNP i/lub bibliotek ENDF [5] Thorium fuel cycle potential benefits and challenges. IAEA TECDOC Vienna [6] Thorium fuel utilization: Options and trends: IAEA TECDOC 1319 Vienna [7] Thorium based fuel options for the generation of electricity: IAEA TECDOC 1155, Vienna Stefan CHWASZCZEWSKI, Stanis³aw KILIM, Magdalena M DRY Application of thorium in the nuclear power Abstract Present-day nuclear power reactors are based mainly on U235 fission for power generation. The abundance of this isotope is only 0,72% in natural uranium, the rest is U238 isotope, non fissionable by thermal neutrons. The small amount of fission takes place in fissionable isotope Pu239 which was created during irradiation of U238 by neutrons. Finally, only about 1% of uranium extracted from environment is used in fission processes and is used for energy generation. The remains go to wastes. This way most of nuclear material is dissipated. Possibility of effective use of non fissionable isotope U238 to generate fissionable isotopes Pu239 and Pu241 will enlarge world energy resources of the uranium over fifty times. Much greater energy-resources are contained in thorium. Irradiation of 111
16 thorium with neutrons leads to fissionable U233 production. Application of these processes for energy generation will enlarge the world nuclear energy resources more then hundredfold. The utilization both U238 and/or Th232 in the nuclear power generation demands use of new technologies of power reactors reactors in which the fertile materials as U238 or Th232 can be transformed into fissile isotopes Pu239, Pu241 and U233. In case of U238 use for plutonium generation the breeder reactor with high energy neutrons FBR (Fast breeder reactor) can be used. In case of thorium fuel cycle, in which U233 isotope created is, the slightly modified power reactors (e.g. PWR, BWR, CANDU) can be used. The presented paper gives the basic information about nuclear reactions which lead to generation of fissionable isotopes by irradiation of thorium or depleted uranium (uranium with lover concentration of U235 mostly 0,2%) with neutrons in power reactors, properties of these isotopes as a nuclear fuel, experience with up to date use of thorium in power reactors and benefits and challenges of such technology. KEY WORDS: thorium, uranium, nuclear reactor, nuclear fuel
CYKL PALIWOWY: OTWARTY CZY ZAMKNIĘTY CZY TO WYSTARCZY?
CYKL PALIWOWY: OTWARTY CZY ZAMKNIĘTY CZY TO WYSTARCZY? Stefan Chwaszczewski Instytut Energii Atomowej POLATOM W obecnie eksploatowanych reaktorach energetycznych, w procesach rozszczepienia jądrowego wykorzystywane
Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym analiza opcji dla energetyki jądrowej w Polsce
Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym analiza opcji dla energetyki jądrowej w Polsce Stefan Chwaszczewski Program energetyki jądrowej w Polsce: Zainstalowana moc: 6 000 MWe; Współczynnik wykorzystania
Fakty i mity na temat energetyki jądrowej
Fakty i mity na temat energetyki jądrowej Mit 1. Elektrownie jądrowe szkodzą środowisku naturalnemu. Elektrownie jądrowe mają mniej szkodliwy wpływ na środowisko naturalne niż inne powszechnie wykorzystywane
Perspektywy wykorzystania toru w energetyce jądrowej
Perspektywy wykorzystania toru w energetyce jądrowej Narodowe Centrum Badań Jądrowych ul. Andrzeja Sołtana 7 05-400 Otwock-Świerk tel. +48 22 71 80 001 fax +48 22 779 34 81 e-mail: ncbj@ncbj.gov.pl www.ncbj.gov.pl
Promieniowanie jonizujące
Promieniowanie jonizujące Wykład IV Krzysztof Golec-Biernat Promieniotwórczość naturalna Uniwersytet Rzeszowski, 22 listopada 2017 Wykład IV Krzysztof Golec-Biernat Promieniowanie jonizujące 1 / 21 Reakcja
Czy dostêpnoœæ paliwa j¹drowego mo e byæ barier¹ dla przysz³ego rozwoju energetyki j¹drowej?
SYMPOZJA I KONFERENCJE nr 73 Materia³y XXII Konferencji z cyklu Zagadnienia surowców energetycznych i energii w gospodarce krajowej Ustroñ, 19 22.10.2008 r. Stefan CHWASZCZEWSKI* Czy dostêpnoœæ paliwa
Energetyka Jądrowa. Wykład 10 5 maja 2015. Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.
Energetyka Jądrowa Wykład 10 5 maja 2015 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/ Reaktor ATMEA 1 Reaktor ten będzie oferowany przez spółkę
REGULAMIN ZADANIA KONKURENCJI CASE STUDY V OGOLNOPOLSKIEGO KONKURSU BEST EGINEERING COMPETITION 2011
REGULAMIN ZADANIA KONKURENCJI CASE STUDY V OGOLNOPOLSKIEGO KONKURSU BEST EGINEERING COMPETITION 2011 Cel zadania: Zaplanować 20-letni plan rozwoju energetyki elektrycznej w Polsce uwzględniając obecny
PRZYSZŁOŚĆ ODNAWIALNYCH ŹRÓDEŁ ENERGII NA TLE WYZWAŃ ENERGETYCZNYCH POLSKI. Prof. dr hab. inż. Maciej Nowicki
PRZYSZŁOŚĆ ODNAWIALNYCH ŹRÓDEŁ ENERGII NA TLE WYZWAŃ ENERGETYCZNYCH POLSKI Prof. dr hab. inż. Maciej Nowicki ENERGIA WARUNKIEM WZROSTU GOSPODARCZEGO W XX wieku liczba ludności świata wzrosła 4-krotnie,
DZIA 4. POWIETRZE I INNE GAZY
DZIA 4. POWIETRZE I INNE GAZY 1./4 Zapisz nazwy wa niejszych sk³adników powietrza, porz¹dkuj¹c je wed³ug ich malej¹cej zawartoœci w powietrzu:...... 2./4 Wymieñ trzy wa ne zastosowania tlenu: 3./4 Oblicz,
Reakcje rozszczepienia i energetyka jądrowa
J. Pluta, Metody i technologie jądrowe Reakcje rozszczepienia i energetyka jądrowa Energia wiązania nukleonu w jądrze w funkcji liczby masowej jadra A: E w Warunek energetyczny deficyt masy: Reakcja rozszczepienia
Dynamika wzrostu cen nośników energetycznych
AKTUALIZACJA PROJEKTU ZAŁOŻEŃ DO PLANU ZAOPATRZENIA W CIEPŁO, ENERGIĘ ELEKTRYCZNĄ I PALIWA GAZOWE DLA MIASTA KATOWICE Część 13 Dynamika wzrostu cen nośników energetycznych W 880.13 2/24 SPIS TREŚCI 13.1
DZIA 3. CZENIE SIÊ ATOMÓW
DZIA 3. CZENIE SIÊ ATOMÓW 1./3 Wyjaœnij, w jaki sposób powstaje: a) wi¹zanie jonowe b) wi¹zanie atomowe 2./3 Na podstawie po³o enia w uk³adzie okresowym pierwiastków: chloru i litu ustal, ile elektronów
Energetyka Jądrowa. Wykład 9 9 maja Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów
Energetyka Jądrowa Wykład 9 9 maja 2017 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/ Reaktor ATMEA 1 Reaktor ten będzie oferowany przez spółkę
Kto poniesie koszty redukcji emisji CO2?
Kto poniesie koszty redukcji emisji CO2? Autor: prof. dr hab. inŝ. Władysław Mielczarski, W zasadzie kaŝdy dziennikarz powtarza znaną formułę, Ŝe nie ma darmowych obiadów 1. Co oznacza, Ŝe kaŝde podejmowane
Cykl paliwowy cd. Reakcja rozszczepienia Zjawisko rozszczepienia (własności) Jądrowy cykl paliwowy cd.
Reakcja rozszczepienia Zjawisko rozszczepienia (własności) Rozkład mas fragmentów rozszczepienia Cykl paliwowy cd. (14 MeV) (eksploatacja paliwa) & Aspekty bezpieczeństwa jądrowego 239 Pu Widmo mas fragmentów
WZORU UŻYTKOWEGO EGZEMPLARZ ARCHIWALNY. d2)opis OCHRONNY. (19) PL (n)62894. Centralny Instytut Ochrony Pracy, Warszawa, PL
RZECZPOSPOLITA POLSKA Urząd Patentowy Rzeczypospolitej Polskiej d2)opis OCHRONNY WZORU UŻYTKOWEGO (21) Numer zgłoszenia: 112772 (22) Data zgłoszenia: 29.11.2001 EGZEMPLARZ ARCHIWALNY (19) PL (n)62894 (13)
BEZPIECZE STWO PRACY Z LASERAMI
BEZPIECZE STWO PRACY Z LASERAMI Szkodliwe dzia anie promieniowania laserowego dotyczy oczu oraz skóry cz owieka, przy czym najbardziej zagro one s oczy. Ze wzgl du na kierunkowo wi zki zagro enie promieniowaniem
Innowacyjna gospodarka elektroenergetyczna gminy Gierałtowice
J. Bargiel, H. Grzywok, M. Pyzik, A. Nowak, D. Góralski Innowacyjna gospodarka elektroenergetyczna gminy Gierałtowice Streszczenie W artykule przedstawiono główne elektroenergetyczne innowacyjne realizacje
MAKSYMALNA WYDAJNOŚĆ MŁOTY HYDRAULICZNE TYPU TXH
MAKSYMALNA WYDAJNOŚĆ MŁOTY HYDRAULICZNE TYPU TXH MŁOTY HYDRAULICZNE TYPU TXH SKONCENTROWANA MOC Solidność i precyzja Wysokowydajne młoty hydrauliczne Terex, poszerzające wszechstronność koparko-ładowarek,
NEUTRONOWA ANALIZA AKTYWACYJNA ANALITYKA W KONTROLI JAKOŚCI PODSTAWOWE INFORMACJE O REAKCJACH JĄDROWYCH - NEUTRONOWA ANALIZA AKTYWACYJNA
ANALITYKA W KONTROLI JAKOŚCI WYKŁAD 3 NEUTRONOWA ANALIZA AKTYWACYJNA - PODSTAWOWE INFORMACJE O REAKCJACH JĄDROWYCH - NEUTRONOWA ANALIZA AKTYWACYJNA REAKCJE JĄDROWE Rozpad promieniotwórczy: A B + y + ΔE
Warszawska Giełda Towarowa S.A.
KONTRAKT FUTURES Poprzez kontrakt futures rozumiemy umowę zawartą pomiędzy dwoma stronami transakcji. Jedna z nich zobowiązuje się do kupna, a przeciwna do sprzedaży, w ściśle określonym terminie w przyszłości
Ćwiczenie: "Ruch harmoniczny i fale"
Ćwiczenie: "Ruch harmoniczny i fale" Opracowane w ramach projektu: "Wirtualne Laboratoria Fizyczne nowoczesną metodą nauczania realizowanego przez Warszawską Wyższą Szkołę Informatyki. Zakres ćwiczenia:
TOR CZY SKIERUJE ENERGETYKĘ NA NOWE TORY?
Krzysztof Andrzejewski TOR CZY SKIERUJE ENERGETYKĘ NA NOWE TORY? Gdy słyszymy hasło energetyka jądrowa, natychmiast myślimy o uranie. Głównym źródłem energii w reaktorach jądrowych przyszłości może się
Energetyka Jądrowa. Wykład maja Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów
Energetyka Jądrowa Wykład 12 30 maja 2017 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/ Cykl paliwa uranowego we współczesnych reaktorach energetycznych
Energetyka Jądrowa. źródło: Wszystko o energetyce jądrowej, AREVA
Energetyka Jądrowa Wykład 5 28 marca 2017 źródło: Wszystko o energetyce jądrowej, AREVA Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/ Kiedy efektywne
PROJEKTOWANIE PROCESÓW PRODUKCYJNYCH
PROJEKTOWANIE PROCESÓW PRODUKCYJNYCH Do celów projektowania naleŝy ustalić model procesu wytwórczego: Zakłócenia i warunki otoczenia Wpływ na otoczenie WEJŚCIE materiały i półprodukty wyposaŝenie produkcyjne
Technologie energetyki j¹drowej w XXI wieku
POLITYKA ENERGETYCZNA Tom 12 Zeszyt 2/2 2009 PL ISSN 1429-6675 Stefan CHWASZCZEWSKI* Technologie energetyki j¹drowej w XXI wieku STRESZCZENIE. Wzrastaj¹ce zapotrzebowanie œwiata na energiê, a w szczególnoœci
ELEKTROWNIE. Czyste energie 2014-01-20. Energetyka jądrowa. Damazy Laudyn Maciej Pawlik Franciszek Strzelczyk
Czyste energie wykład 11 Energetyka jądrowa dr inż. Janusz Teneta Wydział EAIiIB Katedra Automatyki i Inżynierii Biomedycznej AGH Kraków 2014 ELEKTROWNIE Damazy Laudyn Maciej Pawlik Franciszek Strzelczyk
Od redakcji. Symbolem oznaczono zadania wykraczające poza zakres materiału omówionego w podręczniku Fizyka z plusem cz. 2.
Od redakcji Niniejszy zbiór zadań powstał z myślą o tych wszystkich, dla których rozwiązanie zadania z fizyki nie polega wyłącznie na mechanicznym przekształceniu wzorów i podstawieniu do nich danych.
Uchwała Nr.. /.../.. Rady Miasta Nowego Sącza z dnia.. listopada 2011 roku
Projekt Uchwała Nr / / Rady Miasta Nowego Sącza z dnia listopada 2011 roku w sprawie określenia wysokości stawek podatku od środków transportowych Na podstawie art 18 ust 2 pkt 8 i art 40 ust 1 ustawy
Powszechność nauczania języków obcych w roku szkolnym
Z PRAC INSTYTUTÓW Jadwiga Zarębska Warszawa, CODN Powszechność nauczania języków obcych w roku szkolnym 2000 2001 Ö I. Powszechność nauczania języków obcych w różnych typach szkół Dane przedstawione w
(wymiar macierzy trójk¹tnej jest równy liczbie elementów na g³ównej przek¹tnej). Z twierdzen 1 > 0. Zatem dla zale noœci
56 Za³ó my, e twierdzenie jest prawdziwe dla macierzy dodatnio okreœlonej stopnia n 1. Macierz A dodatnio okreœlon¹ stopnia n mo na zapisaæ w postaci n 1 gdzie A n 1 oznacza macierz dodatnio okreœlon¹
Zawory elektromagnetyczne typu PKVD 12 20
Katalog Zawory elektromagnetyczne typu PKVD 12 20 Wprowadzenie Charakterystyka Dane techniczne Zawór elektromagnetyczny PKVD pozostaje otwarty przy ró nicy ciœnieñ równej 0 bar. Cecha ta umo liwia pracê
1. Najnowsze dane dotyczące zapotrzebowania energetycznego w okresie wzrostu
1. Najnowsze dane dotyczące zapotrzebowania energetycznego w okresie wzrostu Im wi kszy pies doros y, tym proporcjonalnie mniejsza waga urodzeniowa szczeni cia. Waga nowonarodzonego szczeni cia rasy Yorkshire
Reaktor jądrowy. Schemat. Podstawy fizyki jądrowej - B.Kamys
Reaktor jądrowy Schemat Elementy reaktora Rdzeń Pręty paliwowe (np. UO 2 ) Pręty regulacyjne i bezpieczeństwa (kadm, bor) Moderator (woda, ciężka woda, grafit, ) Kanały chłodzenia (woda, ciężka woda, sód,
gdy wielomian p(x) jest podzielny bez reszty przez trójmian kwadratowy x rx q. W takim przypadku (5.10)
5.5. Wyznaczanie zer wielomianów 79 gdy wielomian p(x) jest podzielny bez reszty przez trójmian kwadratowy x rx q. W takim przypadku (5.10) gdzie stopieñ wielomianu p 1(x) jest mniejszy lub równy n, przy
Korzyści energetyczne, ekonomiczne i środowiskowe stosowania technologii kogeneracji i trigeneracji w rozproszonych źródłach energii
Andrzej Wiszniewski Korzyści energetyczne, ekonomiczne i środowiskowe stosowania technologii kogeneracji i trigeneracji w rozproszonych źródłach energii Definicja Kogeneracja CHP (Combined Heat and Power)
KLAUZULE ARBITRAŻOWE
KLAUZULE ARBITRAŻOWE KLAUZULE arbitrażowe ICC Zalecane jest, aby strony chcące w swych kontraktach zawrzeć odniesienie do arbitrażu ICC, skorzystały ze standardowych klauzul, wskazanych poniżej. Standardowa
pobrano z serwisu Fizyka Dla Każdego - - zadania z fizyki, wzory fizyczne, fizyka matura
14. Fizyka jądrowa zadania z arkusza I 14.10 14.1 14.2 14.11 14.3 14.12 14.4 14.5 14.6 14.13 14.7 14.8 14.14 14.9 14. Fizyka jądrowa - 1 - 14.15 14.23 14.16 14.17 14.24 14.18 14.25 14.19 14.26 14.27 14.20
Olej rzepakowy, jako paliwo do silników z zapłonem samoczynnym
Coraz częściej jako paliwo stosuje się biokomponenty powstałe z roślin oleistych. Nie mniej jednak właściwości fizykochemiczne oleju napędowego i oleju powstałego z roślin znacząco różnią się miedzy sobą.
Atom poziom podstawowy
Atom poziom podstawowy Zadanie 1. (1 pkt) Źródło: CKE 2010 (PP), zad. 1. Atomy pewnego pierwiastka w stanie podstawowym maj nast puj c konfiguracj elektronów walencyjnych: 2s 2 2p 3 (L 5 ) Okre l po o
Rozszczepienie (fission)
Rozszczepienie (fission) Odkryte w 1938 r. przy naświetlaniu jąder 238 U neutronami Zaobserwowano rozpad beta produktów reakcji, przypisany początkowo radowi 226 Ra Hahn i Strassmann pokazali metodami
TABELA ZGODNOŚCI. W aktualnym stanie prawnym pracodawca, który przez okres 36 miesięcy zatrudni osoby. l. Pornoc na rekompensatę dodatkowych
-...~.. TABELA ZGODNOŚCI Rozporządzenie Komisji (UE) nr 651/2014 z dnia 17 czerwca 2014 r. uznające niektóre rodzaje pomocy za zgodne z rynkiem wewnętrznym w zastosowaniu art. 107 i 108 Traktatu (Dz. Urz.
Czyste energie. Energetyka jądrowa. wykład 13. dr inż. Janusz Teneta. Wydział EAIiIB Katedra Automatyki i Inżynierii Biomedycznej
Czyste energie wykład 13 Energetyka jądrowa dr inż. Janusz Teneta Wydział EAIiIB Katedra Automatyki i Inżynierii Biomedycznej AGH Kraków 2013 ELEKTROWNIE Damazy Laudyn Maciej Pawlik Franciszek Strzelczyk
Rys Mo liwe postacie funkcji w metodzie regula falsi
5.3. Regula falsi i metoda siecznych 73 Rys. 5.1. Mo liwe postacie funkcji w metodzie regula falsi Rys. 5.2. Przypadek f (x), f (x) > w metodzie regula falsi 74 V. Równania nieliniowe i uk³ady równañ liniowych
FIZYKA III MEL Fizyka jądrowa i cząstek elementarnych
FIZYKA III MEL Fizyka jądrowa i cząstek elementarnych Wykład 10 Energetyka jądrowa Rozszczepienie 235 92 236 A1 A2 U n 92U Z F1 Z F2 2,5n 1 2 Q liczba neutronów 0 8, średnio 2,5 najbardziej prawdopodobne
WYZNACZANIE PRZYSPIESZENIA ZIEMSKIEGO ZA POMOCĄ WAHADŁA REWERSYJNEGO I MATEMATYCZNEGO
Nr ćwiczenia: 101 Prowadzący: Data 21.10.2009 Sprawozdanie z laboratorium Imię i nazwisko: Wydział: Joanna Skotarczyk Informatyki i Zarządzania Semestr: III Grupa: I5.1 Nr lab.: 1 Przygotowanie: Wykonanie:
Elementy Fizyki Jądrowej. Wykład 8 Rozszczepienie jąder i fizyka neutronów
Elementy Fizyki Jądrowej Wykład 8 Rozszczepienie jąder i fizyka neutronów Rozszczepienie lata 30 XX w. poszukiwanie nowych nuklidów n + 238 92U 239 92U + reakcja przez jądro złożone 239 92 U 239 93Np +
Zagospodarowanie magazynu
Zagospodarowanie magazynu Wymagania wobec projektu magazynu - 1 jak najlepsze wykorzystanie pojemności związane z szybkością rotacji i konieczną szybkością dostępu do towaru; im większa wymagana szybkość
OSZACOWANIE WARTOŚCI ZAMÓWIENIA z dnia... 2004 roku Dz. U. z dnia 12 marca 2004 r. Nr 40 poz.356
OSZACOWANIE WARTOŚCI ZAMÓWIENIA z dnia... 2004 roku Dz. U. z dnia 12 marca 2004 r. Nr 40 poz.356 w celu wszczęcia postępowania i zawarcia umowy opłacanej ze środków publicznych 1. Przedmiot zamówienia:
MIKROEKONOMIA I FORMY RYNKU CZĘŚĆ 1. Konkurencja doskonała i monopol - dwa skrajne przypadki struktury rynku
Dr hab. Ewa Freyberg Profesor w Katedrze Ekonomii II Kolegium Gospodarki Światowej MIKROEKONOMIA I Wykład 4 1 FORMY RYNKU CZĘŚĆ 1 Konkurencja doskonała i monopol - dwa skrajne przypadki struktury rynku
Proste struktury krystaliczne
Budowa ciał stałych Proste struktury krystaliczne sc (simple cubic) bcc (body centered cubic) fcc (face centered cubic) np. Piryt FeSe 2 np. Żelazo, Wolfram np. Miedź, Aluminium Struktury krystaliczne
Rodzaje i metody kalkulacji
Opracowały: mgr Lilla Nawrocka - nauczycielka przedmiotów ekonomicznych w Zespole Szkół Rolniczych Centrum Kształcenia Praktycznego w Miętnem mgr Maria Rybacka - nauczycielka przedmiotów ekonomicznych
Jerzy Stopa*, Stanis³aw Rychlicki*, Pawe³ Wojnarowski* ZASTOSOWANIE ODWIERTÓW MULTILATERALNYCH NA Z O ACH ROPY NAFTOWEJ W PÓ NEJ FAZIE EKSPLOATACJI
WIERTNICTWO NAFTA GAZ TOM 24 ZESZYT 1 2007 Jerzy Stopa*, Stanis³aw Rychlicki*, Pawe³ Wojnarowski* ZASTOSOWANIE ODWIERTÓW MULTILATERALNYCH NA Z O ACH ROPY NAFTOWEJ W PÓ NEJ FAZIE EKSPLOATACJI 1. WPROWADZENIE
IV. UK ADY RÓWNAÑ LINIOWYCH
IV. UK ADY RÓWNAÑ LINIOWYCH 4.1. Wprowadzenie Uk³ad równañ liniowych gdzie A oznacza dan¹ macierz o wymiarze n n, a b dany n-elementowy wektor, mo e byæ rozwi¹zany w skoñczonej liczbie kroków za pomoc¹
E Z m c N m c Mc A Z N. J¹dro atomowe Wielkoœci charakteryzuj¹ce j¹dro atomowe. Neutron
J¹dro atomowe Wielkoœci charakteryzuj¹ce j¹dro atomowe liczba masowa Zliczba porz¹dkowa pierwiastka w uk³adzie okresowym - liczba eutroów Z X Z R 3 3 /, 3 cm eutro Schemat rozpadu swobodego eutrou p e
Energetyka konwencjonalna odnawialna i jądrowa
Energetyka konwencjonalna odnawialna i jądrowa Wykład 10-11.XII.2018 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/ Energetyka Jądrowa 11.XII.2018
Automatyczne przetwarzanie recenzji konsumenckich dla oceny użyteczności produktów i usług
Uniwersytet Ekonomiczny w Poznaniu Wydział Informatyki i Gospodarki Elektronicznej Katedra Informatyki Ekonomicznej Streszczenie rozprawy doktorskiej Automatyczne przetwarzanie recenzji konsumenckich dla
Reakcje rozszczepienia jądra i ich wykorzystanie
Reakcje rozszczepienia jądra i ich wykorzystanie 1. Warunki wystąpienia procesu rozszczepienia 2. Charakterystyka procesu rozszczepienia 3. Kontrolowana reakcja rozszczepienia 4. Zasada konstrukcji reaktora
HTR - wysokotemperaturowy reaktor jądrowy przyjazny środowisku. Jerzy Cetnar AGH
HTR - wysokotemperaturowy reaktor jądrowy przyjazny środowisku Jerzy Cetnar AGH Rodzaje odziaływań rekatorów jądrowych na środowisko człowieka Bezpośrednie Zagrożenia w czasie eksploatacji Zagrożeniezwiązane
ENERGETYKA ROZPROSZONA Biopaliwa w energetyce
ENERGETYKA ROZPROSZONA Biopaliwa w energetyce dr in. Marek Sutkowski Wärtsilä Finland, Power Plants Technology 1 Wärtsilä November 07 Plan prezentacji Wärtsilä Corporation Energetyka rozproszona Biopaliwa
11.1. Zale no ć pr dko ci propagacji fali ultrad wi kowej od czasu starzenia
11. Wyniki bada i ich analiza Na podstawie nieniszcz cych bada ultrad wi kowych kompozytu degradowanego cieplnie i zm czeniowo wyznaczono nast puj ce zale no ci: pr dko ci propagacji fali ultrad wi kowej
WSPÓŁCZESNE TECHNOLOGIE JĄDROWE W ENERGETYCE 1
Współczesne technologie jądrowe w energetyce 73 WSPÓŁCZESNE TECHNOLOGIE JĄDROWE W ENERGETYCE 1 prof dr hab inż Jacek Marecki / Politechnika Gdańska 1 WPROWADZENIE Do awangardowych dziedzin nauki i techniki,
Wyniki finansowe funduszy inwestycyjnych i towarzystw funduszy inwestycyjnych w 2011 roku 1
Warszawa, 26 czerwca 2012 r. Wyniki finansowe funduszy inwestycyjnych i towarzystw funduszy inwestycyjnych w 2011 roku 1 W końcu 2011 r. na polskim rynku finansowym funkcjonowały 484 fundusze inwestycyjne
Warunki Oferty PrOmOcyjnej usługi z ulgą
Warunki Oferty PrOmOcyjnej usługi z ulgą 1. 1. Opis Oferty 1.1. Oferta Usługi z ulgą (dalej Oferta ), dostępna będzie w okresie od 16.12.2015 r. do odwołania, jednak nie dłużej niż do dnia 31.03.2016 r.
DANE MAKROEKONOMICZNE (TraderTeam.pl: Rafa Jaworski, Marek Matuszek) Lekcja V
DANE MAKROEKONOMICZNE (TraderTeam.pl: Rafa Jaworski, Marek Matuszek) Lekcja V Inflacja (CPI, PPI) Wszelkie prawa zastrze one. Kopiowanie i rozpowszechnianie ca ci lub fragmentu niniejszej publikacji w
DE-WZP.261.11.2015.JJ.3 Warszawa, 2015-06-15
DE-WZP.261.11.2015.JJ.3 Warszawa, 2015-06-15 Wykonawcy ubiegający się o udzielenie zamówienia Dotyczy: postępowania prowadzonego w trybie przetargu nieograniczonego na Usługę druku książek, nr postępowania
Mo liwoœci rozwoju podziemnych magazynów gazu w Polsce
POLITYKA ENERGETYCZNA Tom 11 Zeszyt 2 2008 PL ISSN 1429-6675 Bogdan FILAR*, Tadeusz KWILOSZ** Mo liwoœci rozwoju podziemnych magazynów gazu w Polsce STRESZCZENIE. Artyku³ przedstawia przyczyny wzrostu
XLII OLIMPIADA GEOGRAFICZNA
-2/1- XLII OLIMPIADA GEOGRAFICZNA pieczątka Komitetu Okręgowego Zawody II stopnia pisemne podejście 2 Zadanie 6. Poniżej przedstawiono schematyczny przekrój geologiczny przez konwencjonalne złoże gazu
Elektrownie jądrowe (J. Paska)
1. Energetyczne reaktory jądrowe Elektrownie jądrowe (J. Paska) Rys. 1. Przykładowy schemat reakcji rozszczepienia: 94 140 38 Sr, 54 Xe - fragmenty rozszczepienia Ubytek masy przy rozszczepieniu jądra
Objaśnienia wartości, przyjętych do Projektu Wieloletniej Prognozy Finansowej Gminy Golina na lata 2012-2015
Załącznik Nr 2 do Uchwały Nr XIX/75/2011 Rady Miejskiej w Golinie z dnia 29 grudnia 2011 r. Objaśnienia wartości, przyjętych do Projektu Wieloletniej Prognozy Finansowej Gminy Golina na lata 2012-2015
Osoby pracujące na obszarze Starego Miasta w różnym wymiarze godzin stanowią 23% respondentów, 17% odbywa na Starówce spotkania biznesowe i służbowe.
Toruńska Starówka według jej mieszkańców i użytkowników podsumowanie wyników ankiety internetowej przeprowadzonej w ramach projektu rewitalizacji Starego Miasta w Toruniu RESTART. Przez kilka miesięcy
Wersje zarówno przelotowe jak i k¹towe. Zabezpiecza przed przep³ywem czynnika do miejsc o najni szej temperaturze.
Zawory zwrotne, typu NRV i NRVH Wprowadzenie Zawory NRV i NRVH mog¹ byæ stosowane w instalacjach ch³odniczych i klimatyzacyjnych z fluorowcopochodnymi czynnikami ch³odniczymi na ruroci¹gach z zimnym, gor¹cym
Zadanie 3. (2 pkt) Uzupełnij zapis, podając liczbę masową i atomową produktu przemiany oraz jego symbol chemiczny. Th... + α
Zadanie: 1 (2 pkt) Określ liczbę atomową pierwiastka powstającego w wyniku rozpadów promieniotwórczych izotopu radu 223 88Ra, w czasie których emitowane są 4 cząstki α i 2 cząstki β. Podaj symbol tego
ExxonMobil i gaz upkowy w województwie lubelskim
ExxonMobil i gaz upkowy w województwie lubelskim Lublin, 27 wrze nia 2010 r. Niniejsza prezentacja zawiera stwierdzenia dotycz ce przysz o ci. Faktyczne warunki panuj ce w przysz o ci (w tym warunki gospodarcze,
W³adys³aw Duliñski*, Czes³awa Ewa Ropa*
WIERTNICTWO NAFTA GAZ TOM 5 ZESZYT 008 W³adys³aw Duliñski*, Czes³awa Ewa Ropa* ANALIZA I USTALENIE PARAMETRÓW EKSPLOATACYJNYCH DLA ODWIERTÓW WÓD MINERALNYCH W ZALE NOŒCI OD WIELKOŒCI WYK ADNIKA GAZOWEGO
INSTRUKCJA SERWISOWA. Wprowadzenie nowego filtra paliwa PN 874060 w silnikach ROTAX typ 912 is oraz 912 is Sport OPCJONALNY
Wprowadzenie nowego filtra paliwa PN 874060 w silnikach ROTAX typ 912 is oraz 912 is Sport ATA System: Układ paliwowy OPCJONALNY 1) Zastosowanie Aby osiągnąć zadowalające efekty, procedury zawarte w niniejszym
Zakupy poniżej 30.000 euro Zamówienia w procedurze krajowej i unijnej
biblioteczka zamówień publicznych Agata Hryc-Ląd Małgorzata Skóra Zakupy poniżej 30.000 euro Zamówienia w procedurze krajowej i unijnej Nowe progi w zamówieniach publicznych 2014 Agata Hryc-Ląd Małgorzata
Satysfakcja pracowników 2006
Satysfakcja pracowników 2006 Raport z badania ilościowego Listopad 2006r. www.iibr.pl 1 Spis treści Cel i sposób realizacji badania...... 3 Podsumowanie wyników... 4 Wyniki badania... 7 1. Ogólny poziom
Objaśnienia do Wieloletniej Prognozy Finansowej na lata 2011-2017
Załącznik Nr 2 do uchwały Nr V/33/11 Rady Gminy Wilczyn z dnia 21 lutego 2011 r. w sprawie uchwalenia Wieloletniej Prognozy Finansowej na lata 2011-2017 Objaśnienia do Wieloletniej Prognozy Finansowej
Informacja dodatkowa do sprawozdania finansowego za 2012 rok
Informacja dodatkowa do sprawozdania finansowego za 2012 rok Informacja dodatkowa sporządzona zgodnie z załącznikiem do rozporządzenia Ministra Finansów z 15.11.2001 (DZ. U. 137 poz. 1539 z późn.zm.) WPROWADZENIE
Zapytanie ofertowe. (do niniejszego trybu nie stosuje się przepisów Ustawy Prawo Zamówień Publicznych)
Kraków, dn. 15 września 2015 r. Zapytanie ofertowe (do niniejszego trybu nie stosuje się przepisów Ustawy Prawo Zamówień Publicznych) W związku z realizacją przez Wyższą Szkołę Europejską im. ks. Józefa
SPEKTROSKOPIA LASEROWA
SPEKTROSKOPIA LASEROWA Spektroskopia laserowa dostarcza wiedzy o naturze zjawisk zachodz cych na poziomie atomów i cz steczek oraz oddzia ywaniu promieniowania z materi i nale y do jednej z najwa niejszych
Reakcje rozszczepienia jądra i ich wykorzystanie
Reakcje rozszczepienia jądra i ich wykorzystanie 1. Warunki wystąpienia procesu rozszczepienia 2. Charakterystyka procesu rozszczepienia 3. Kontrolowana reakcja rozszczepienia 4. Zasada konstrukcji reaktora
GRUPA KAPITAŁOWA POLIMEX-MOSTOSTAL SKRÓCONE SKONSOLIDOWANE SPRAWOZDANIE FINANSOWE ZA OKRES 12 MIESIĘCY ZAKOŃCZONY DNIA 31 GRUDNIA 2006 ROKU
GRUPA KAPITAŁOWA POLIMEX-MOSTOSTAL SKRÓCONE SKONSOLIDOWANE SPRAWOZDANIE FINANSOWE ZA OKRES 12 MIESIĘCY ZAKOŃCZONY DNIA 31 GRUDNIA 2006 ROKU Warszawa 27 lutego 2007 SKONSOLIDOWANE RACHUNKI ZYSKÓW I STRAT
SPECYFIKACJA ISTOTNYCH WARUNKÓW ZAMÓWIENIA DLA PRZETARGU NIEOGRANICZONEGO CZĘŚĆ II OFERTA PRZETARGOWA
Powiat Wrocławski z siedzibą władz przy ul. Kościuszki 131, 50-440 Wrocław, tel/fax. 48 71 72 21 740 SPECYFIKACJA ISTOTNYCH WARUNKÓW ZAMÓWIENIA DLA PRZETARGU NIEOGRANICZONEGO CZĘŚĆ II OFERTA PRZETARGOWA
NATURALNY REAKTOR JĄDROWY
Piotr Bednarczyk Instytut Fizyki Jądrowej im. Henryka Niewodniczańskiego Polskiej Akademii Nauk NATURALNY REAKTOR JĄDROWY CZY WARTOŚĆ STAŁEJ STRUKTURY SUBTELNEJ ZMIENIA SIĘ W CZASIE? WYKŁAD HABILITACYJNY
Atom poziom rozszerzony
Atom poziom rozszerzony Zadanie 1. (1 pkt) Źródło: CKE 010 (PR), zad. 1. Atomy pierwiastka X tworz jony X 3+, których konfiguracj elektronow mo na zapisa : 1s s p 6 3s 3p 6 3d 10 Uzupe nij poni sz tabel,
Efektywna strategia sprzedaży
Efektywna strategia sprzedaży F irmy wciąż poszukują metod budowania przewagi rynkowej. Jednym z kluczowych obszarów takiej przewagi jest efektywne zarządzanie siłami sprzedaży. Jak pokazują wyniki badania
PADY DIAMENTOWE POLOR
PADY DIAMENTOWE POLOR Pad czerwony gradacja 400 Pady diamentowe to doskona³e narzêdzie, które bez u ycia œrodków chemicznych, wyczyœci, usunie rysy i wypoleruje na wysoki po³ysk zniszczone powierzchnie
4.3. Struktura bazy noclegowej oraz jej wykorzystanie w Bieszczadach
4.3. Struktura bazy noclegowej oraz jej wykorzystanie w Bieszczadach Baza noclegowa stanowi podstawową bazę turystyczną, warunkującą w zasadzie ruch turystyczny. Dlatego projektując nowy szlak należy ją
ZAPYTANIE OFERTOWE (zamówienie publiczne dotyczące kwoty poniżej 14 000 euro)
ZAPYTANIE OFERTOWE (zamówienie publiczne dotyczące kwoty poniżej 14 000 euro) 1. Zamawiający: Powiat Rzeszowski 2. Adres Zamawiającego Starostwo Powiatowe w Rzeszowie ul. Grunwaldzka 15 35-959 Rzeszów
CONSTRUCTOR. Kompaktowy magazyn z u yciem rega³ów wjezdnych. Deepstor P90 DRIVE -IN
CONSTRUCTOR Kompaktowy magazyn z u yciem rega³ów wjezdnych Deepstor P90 CONSTRUCTOR Magazyn w miejsce korytarzy Rega³y wjezdne P90 daj¹ mo liwoœæ zwiêkszenia powierzchni magazynowania nawet o 90% w porównaniu
PRAWA ZACHOWANIA. Podstawowe terminy. Cia a tworz ce uk ad mechaniczny oddzia ywuj mi dzy sob i z cia ami nie nale cymi do uk adu za pomoc
PRAWA ZACHOWANIA Podstawowe terminy Cia a tworz ce uk ad mechaniczny oddzia ywuj mi dzy sob i z cia ami nie nale cymi do uk adu za pomoc a) si wewn trznych - si dzia aj cych na dane cia o ze strony innych
Klasyfikacja i oznakowanie substancji chemicznych i ich mieszanin. Dominika Sowa
Klasyfikacja i oznakowanie substancji chemicznych i ich mieszanin Dominika Sowa Szczecin, 8 maj 2014 Program prezentacji: 1. Definicja substancji i mieszanin chemicznych wg Ustawy o substancjach chemicznych
wêgiel 19 28 38 48 59 70 79 88 drewno 15 21 28 36 44 52 60 68
wêgiel drewno 19 28 38 48 59 70 79 88 15 21 28 36 44 52 60 68 Kocio³ SOLID EKO jest eliwnym, automatycznym kot³em na paliwa sta³e wyposa onym w dodatkowe rusztowe palenisko sta³e do spalania drewna kawa³kowego,
Zasady przestrzegania przepisów ochrony środowiska w zakresie gospodarki odpadami
Zasady przestrzegania przepisów ochrony środowiska w zakresie gospodarki odpadami Ustawa z dnia 14 grudnia 2012 roku o odpadach (Dz. U. z 2013 r. poz. 21 z późniejszymi zmianami). Data wejścia w życie:
ZAGADNIENIA PODATKOWE W BRANŻY ENERGETYCZNEJ - VAT
ZAGADNIENIA PODATKOWE W BRANŻY ENERGETYCZNEJ - VAT Szanowni Państwo! Prowadzenie działalności w branży energetycznej wiąże się ze specyficznymi problemami podatkowymi, występującymi w tym sektorze gospodarki.
KARTA KATALOGOWA OPzS blok
Typoszereg baterii OPzS blok został zaprojektowany jako kompaktowe, rezerwowe źródło zasilania odbiorów wymagających najwyższego poziomu niezawodności zasilania. Baterie firmy BATER typu OPzS blok, dzięki