Archives of seminars

2024

• 2024.06.25 prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski (NCBJ, USz) HTGR-POLA: obecny status i przyszłe zadania.
• 2024.06.18 dr Mina Torabi (NCBJ) An Improved Probabilistic Safety Assessment Framework Tailored for High Temperature Gas-cooled Reactors.
• 2024.06.04 dr hab. inż. Łukasz Bartela, prof. PŚ (Politechnika Śląska) Potencjał oraz wyzwania identyfikowane w zakresie przekształcania jednostek węglowych w źródła jądrowe.
• 2024.05.28 dr hab. Tomasz Kozłowski, prof. NCBJ (University of Illinois, USA & NCBJ, Poland) Simulation of Species Transfer Processes in Molten Salt Reactors.
• 2024.05.21 Jacek Kałowski (NCBJ) Findings from probabilistic analysis of 23 years of reliability data from Maria Research Reactor.
• 2024.05.2024 prof. dr hab. inż. Wacław Gudowski (NCBJ) Mały i duży atom – korzyści społeczne i środowiskowe.
• 2024.04.23 Dipl.-Ing. Thomas Kemmerich (HBK, Germany) Efficient data analysis and fatigue life prediction using nCode software.
• 2024.04.16 dr inż. Mateusz Nowak (NCBJ), dr inż. Michał Górkiewicz (NCBJ) Symulator reaktora Maria – omówienie i demonstracja.
• 2024.04.09 Yosuke Nishimura (University of Tokyo, Japan) Predicting oxide growth and corrosion resistance in Si-rich SiC fuel matrices fabricated by the reaction sintering process for high-power nuclear reactors during accidents.
• 2024.03.26 Piotr Prusiński (NCBJ) Reactor Cavity Cooling System for HTGR – geometrical sensitivity study.
• 2024.03.19 dr Anna Wawrzyńczak-Szaban (NCBJ) Czy pogoda kosmiczna ma wpływ na infrastrukturę elektroenergetyczną w Polsce?
• 2024.03.05 Ewa Kowalik-Pilarska (NCBJ) Preliminary safety report of a nuclear reactor, in context of environmental conditions of Poland.
• 2024.02.27 dr inż. Eleonora Skrzypek (NCBJ) Analizy awarii dla reaktora HTGR-POLA, rodzaje, ich przebieg, spodziewane konsekwencje.
• 2024.02.20 Jessica Lybark, Antun Hroh (Vattenfall, Szwecja) Fuel outage inspections at Ringhals Nuclear Power Plant.
• 2024.01.30 dr Afaque Shams (KFUPM, Arabia Saudyjska) The Importance of High-fidelity Numerical Simulations for Nuclear Reactor Design and Safety.
• 2024.01.23 dr inż. Maciej Szudarek (PW, IMiIB) Cross-verification of a Reactor Cavity Cooling System model between MELCOR and CFD.
• 2024.01.16 dr inż. Jakub Sierchuła (NCBJ) Analiza neutronowa rdzenia reaktora HTGR-NCBJ.

2023

• 2023.12.20 Michał Jędrzejczyk Esta­bli­sh­ment of best prac­ti­ces in redu­cing uncer­ta­in­ties in mul­ti­group cross-sec­tions with Bay­esian methods.
• 2023.12.19 Michał Komorowicz High-tem­pe­ra­ture cor­ro­sion of cera­mic con­struc­tion mate­rials for Dual Fluid Reac­tor.
• 2023.12.19 Ewelina Kucal Mode­ling of neu­tron radia­tion damage in cera­mic con­struc­tion mate­rials for the Dual Fluid Reac­tor using heavy ions.
• 2023.12.12 dr Piotr Kopka
• 2023.12.05 Hisham Lotfy Elgendy CFD modeling of dual fluid reactor (DFR) demonstrator.
• 2023.11.22 Nairi Baghdasaryana Modelling and Uncertainty Quantification of Nuclear Fuel Performance in HTGR.
• 2023.11.14 dr Sławomir Potempski Przegląd prac wykonanych w ramach Polskiego programu Energetyki Jądrowej.
• 2023.11.07 Mateusz Nowak Reactivity control by the pumping system in the dual fluid reactor, Michał Górkiewicz Development of Localized Coupled Neutronic and CFD Calculation for HTR Application.
• 2023.10.31 Mina Torabi Probabilistic Safety Assessment for High Temperature Gas-cooled Reactors.
• 2023.10.24 Jędrzej Walkowiak Numerical analysis of runaway electron generation in tungsten-rich tokamak plasmas.
• 2023.10.17 dr hab. inż. Marcin Szuta, prof. NCBJ Preliminary Experimental Comparison of Fast Neutron Measurement by Np237 Fission to Capture Ratio and Reverse Dark Current of Planar Silicon Detector Methods.
• 2023.10.10 prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski Badawczy reaktor wysokotemperaturowy HTGR-POLA (POLski Atomowy) w Świerku.
• 2023.06.27 Ewelina Kucal Crystal lattice defects induced by swift heavy ions in 3C-SiC: study of repair mechanisms at high temperatures.
• 2023.06.20 Hisham Elgendy Numerical study of flow and heat transfer characteristics in a simplified dual fluid reactor (Challenges of molten metals modeling).
• 2023.06.06 Jacek Kałowski Analysis of input data sources to safety classification of systems, structures and components of a research reactor.
• 2023.05.30 Grzegorz Mrugała Simulation-based analysis of lifetime reliability and availability for Electrical Systems in High Temperature Gas Reactors.
• 2023.05.23 Mateusz Nowak Scale problem of the liquid metal reactors.
• 2023.05.15 Sylvain Balleydier (Framatome) Neutronic aspects of nuclear reactor design.
• 2023.05.09 Nairi Baghdasaryan Quantification of geometrical and material data uncertainties in TRISO fuel performance analysis.
• 2023.04.25 Mina Torabi Simulation-based analysis of reliability and availability for the Vessel Cooling System in the High Temperature Engineering Test Reactor: Implications for safety and profitability.
• 2023.04.18 Michał Górkiewcz Power profile assessment for coupled thermal hydraulic and neutronic calculation for HTGR application.
• 2023.04.11 Michał Komorowicz Investigation of corrosion by means of adsorption energy analysis in DFT simulations.
• 2023.28.03 Eleonora Skrzypek Thermal-Hydraulic And Source Term Deterministic Analysis Demonstration Study For Non-Electrical Applications HTGR.
• 2023.03.14 dr Andrzej Wojciechowski Współczynnik reaktywności pustej w reaktorach chłodzonych ciekłym metalem.
• 2023.03.07 Zuzanna Krajewska TRISO – the coated particle nuclear fuel. New insights into experimental and computational research.
• 2023.02.28 Maciej Skrzypek Safety assessment of High Temperature Gas-cooled Reactor using parametric code – presentation is available only to NCBJ employees and upon the request.
• 2023.02.21 Gabriel Pavel and Roberta Cirillo Education and Training opportunities under ENEN for career development.
• 2023.02.14 Ewa Kowalik-Pilarska Modelling of bioaerosols spreading in air indoor and outdoor.
• 2023.02.07 dr Anna Wawrzyńczak-Szaban Działania interwencyjne w strefie wewnętrznej i zewnętrznej planowania awaryjnego wokół obiektu jądrowego. Kiedy i jakie działania należy podjąć w świetle przepisów prawa polskiego.
• 2023.01.24 dr hab. Sławomir Kędzior, prof. UŚ Fakty i wyzwania dotyczące produkcji energii z punktu widzenia wpływu na środowisko.
• 2023.01.17 prof. Cesar Queral and dr Kevin Fernandez-Cosials Statistical Analysis of NPP transients: LBLOCA in a PWR; Parametric, non-parametric methods and EBEPU. Presentation 1 and Presentation 2.

2022

• 2022.12.20 dr inż. Izabela Gutowska Integral effects testing of the beyond design basis accidents in VHTR. – presentation is available upon request.
• 2022.12.06 dr inż. Adam Piechna What do a vacuum cleaner, a Hussarya and train travel have in common?
• 2022.11.29 dr Sławomir Potempski The NARSIS project: objectives and main outcomes.
• 2022.11.22 dr inż. Aleksej Kaszko Application of dynamic bayesian networks in risk analysis of nuclear facilities.
• 2022.11.08 dr inż. Stefan Doerffer Overview of Critical Heat Flux – Mysterious World of CHF.
• 2022.06.28 Małgorzata Bagoée-Wróblewska Beryllium use in nuclear reactors – why is it still an interesting research topic?
• 2022.06.21 dr hab. Jacek Rzadkiewicz, prof. NCBJ Nuclear excitation by electron capture in resonant transfer process.
• 2022.06.14 Jacek Kałowski Safety classification of components and systems inside a research reactor – a process compliant with IAEA requirements and Polish regulations.
• 2022.06.07: Nairi Baghdasaryan Benchmarking FRAT: Chinese code for TRISO fuel performance analysis.
• 2022.05.31: Michał Jędrzejczyk Reducing uncertainties in chosen neutron cross-sections through the use of Approximate Bayesian Computation.
• 2022.05.24: Mina Torabi FMEA and reliability studies for the HTTR Vessel Cooling System.
• 2022.05.17: Mateusz Nowak Studying the micro- and minidemonstrator model in Cathare-2 software.
• 2022.05.10: Michał Górkiewicz Investigation of the structured control rods concept for flattening of the power distribution and reactivity swing in the HTGR core.
• 2022.04.26: Michał Komorowicz Ceramic corrosion study via molecular dynamics: Model development.
• 2022.04.19: dr hab. Tomasz Kozłowski, prof. NCBJ HTGR experimental reactor for research, education, and training – presentation is available upon request.
• 2022.04.12: dr hab. inż. Marcin Szuta, prof. NCBJ Hypothetical helium migration in uranium dioxide fuel during neutron irradiation in terms of defect trap model.
  
• 2022.04.05: Ewa Kowalik-Pilarska Analysis of consequences of radiological exploitation releases of HTGR nuclear reactors, during normal operation, performed for needs of GOSPOSTRATEG-HTR project.
• 2022.03.29: Janusz Malesa “GEMINI For Zero Emission” project objectives.
  
• 2022.03.22: Hisham Elgendy Preliminary CFD analysis of the Dual fluid reactor mini-demonstrator.
• 2022.03.15: Ewelina Kucal Simulation of ion irradiation of Silicon Carbide.
  
• 2022.03.08: dr hab. inż. Marcin Szuta, prof. NCBJ Minor actinides incineration efficiency in ADS.
• 2022.03.01: dr Agnieszka Boettcher Key objectives and results of the Gospostrateg-HTR project.
• 2022.02.22: Mina Torabi & Igor Niewiadomski Failure Mode and Reliability Study for HTGR Electrical System. Part 1 – Mina Torabi. Part 2 – Igor Niewiadomski.
• 2022.02.08: prof. Wacław Gudowski Heavy metal coolant for nuclear power applications – my own contribution to HISTORY of nuclear technology.
• 2022.02.01: dr inż. Piotr Darnowski Application of genetic algorithms in the design of fuel cycles for a PWR reactor.
• 2022.01.25: Eleonora Skrzypek Mechanistic source term estimates simplified parametric model for the HTGR prismatic reactor for normal operation state on the example of TeResa preconceptual design core releases.
• 2022.01.18: dr Elena Lagzdina Radiological and structural characterisation of RBMK-1500 reactor graphite and application of the ion implantation method to investigate irradiation damage in graphite matrix.

2021

• • 2021.12.21: dr Andrzej Wojciechowski Ograniczenia bezpieczeństwa reaktorów z moderatorem grafitowym.
  • 2021.12.14: dr Anna Wawrzyńczak-Szaban Can the Artificial Neural Network Be Applied to Estimate the Atmospheric Contaminant Transport?
  • 2021.12.07: Zuzanna Krajewska The p-TRISO samples preparation for the experiment of ion implantation – why this “easy” step is in fact time-consuming?
  • 2021.11.30: Tomasz Hanusek Dual fluid reactor – static and transients calculations.
  • 2021.11.16: Maciej Skrzypek Study of natural circulation in steady states conditions – RELAP5 validation.
  • 2021.11.09: dr Piotr Kopka Probabilistic inverse model for identification of atmospheric contamination source in a continental-scale based on the 106-Ru 2017 event.
  • 2021.11.02: Anna Talarowska Thermal-hydraulic analysis of the can with tellurium dioxide target material during the irradiation process.
  • 2021.10.26: Piotr Prusiński GoHTR: CFD study of Reactor Cavity Cooling System capacities.
  • 2021.10.19: dr Sławomir Potempski Modelling of radionuclides transport in groundwater.
  • 2021.10.12: dr hab. Wacław Gudowski, prof. NCBJ Generation IV International Forum – what we do, what we achieved in TRISO fuel development.
  • 2021.06.29: dr inż. Michał Spirzewski The importance of uncertainty analysis – methodology and examples.
    
  • 2021.06.22: Ewa Kowalik-Pilarska Estimation of Weibull distribution parameters using mesoscale modelling.
    
  • 2021.06.15: Hisham Elgendy Temperature dependent viscosity of liquid lead as important flow parameter studied for DFR mini-demonstrator.
  • 2021.06.08: Jakub Sierchuła Determination of the liquid eutectic metal fuel Dual Fluid Reactor design.
  • 2021.06.01: Tomasz Kwiatkowski Gap vortex street formation in the bare rod bundles.
  • 2021.05.25: dr inż. Karol Kowal Integration of heterogeneous reliability data for DEMO-Oriented Neutron Source.
  • 2021.05.18: dr inż. James C. Kuijper GEMINI+ HTGR Neutronics.
  • 2021.05.11: Mateusz Nowak Optimization of the DC magnetohydrodynamic pump for the Dual Fluid Reactor.
  • 2021.05.04: Małgorzata Wróblewska Simulation and experimental validation of beryllium poisoning in MTRs.
  • 2021.04.27: Grzegorz Siess Analiza ryzyka awarii instalacji przemysłowych z wykorzystaniem prototypu systemu RAT-IF.
  • 2021.04.20: Michał Komorowicz Mini-demonstrator of Dual Fluid Reactor: a component compatibility study.
  • 2021.04.13: Janusz Malesa ALLEGRO gas cooled fast reactor demonstrator and SafeG H2020/Euratom project.
  • 2021.04.06: Mina Torabi Characteristic of Depressurized Loss of Forced Cooling Accident in High Temperature Engineering Test Reactor.
  • 2021.03.30: Jacek Kałowski Safety analyses for research reactors. Safety Classification process.
  • 2021.03.23: dr Slawomir Potempski Implementation of hydrological module chain in the RODOS decision support system.
  • 2021.03.16: Dominik Muszyński Simplified activation calculations in SERPENT: the case of the GEMINI+ reactor.
  • 2021.03.09: dr Agnieszka Boettcher Accident Tolerant Fuel Cladding for Light Water Reactors.
  • 2021.03.02: Ewelina Kucal Ion Track Formation Models in Silicon Carbide.
  • 2021.02.16: Michał Górkiewicz Optimization of control rod design and operation strategy for reduction of power peaks in HTTR-based core design.
  • 2021.02.02: Piotr Prusiński Big Data out of CFD.
  • 2021.01.26: dr inż. Stefan Doerffer Adventure with CANDU Reactor Technology.
  • 2021.01.19: Zuzanna Krajewska Modeling Fully Ceramic Microencapsulated (FCM) Fuel – TRISO sample polishing methods for the experiment.
  • 2021.01.12: dr inż. Piotr Darnowski  Severe Accident Analyses for a PWR NPP dedicated to the SAMG Decision Making Tool Development – presentation is available upon the request.

2020

• • 2020.12.15: Aleksej Kaszko Example of Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events.
  • 2020.12.08: dr hab. Tomasz Kozłowski, prof. NCBJ Heuristic vs Mathematically Complete Sources of Uncertainty – presentation is available upon the request.
  • 2020.12.01: Piotr Prusiński  Non-obvious flow physics in an axi-symmetrical domain.
  • 2020.11.24: Tomasz Hanusek Analysis of the power and temperature distribution in molten salt reactors with TRACE. Application to the Molten Salt Reactor Experiment.
  • 2020.11.17: prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski Reaktory wysokotemperaturowe w świadomości polskiego społeczeństwa.
  • 2020.11.10: Nairi  Baghdasaryan Pressure buildup analysis of TRISO coated fuel particles.
  • 2020.11.03: Michał Jędrzejczyk Establishment of reasonable model to simulate emergency passive coolant system in HTTR reactor.
  • 2020.10.27: Eleonora Skrzypek & Maciej Skrzypek CFD study within the IVMR project of heat transfer in a metal layer with prescribed top and bottom boundary conditions.
  • 2020.10.20: dr hab. inż. Marcin Szuta, prof. NCBJ & dr Elżbieta Strugalska-Gola Average high energy neutron flux distribution in the Quinta sub-critical assembly irradiated with deuteron beam of 2.0 GeV energy applying the actinide spectral index method.
  • 2020.10.13: dr Andrzej Wojciechowski Metoda pomiaru liczby reakcji rozszczepienia U-238 w wiązce protonów lub deuteronów za pomocą detektorów aktywacyjnych.
  • 2020.06.30: Ewelina Kucal Positron Annihilation as a tool to study defects in Silicon Carbide.
  • 2020.06.23: Zuzanna Krajewska Modeling Fully Ceramic Microencapsulated (FCM) fuel – description of the research objectives.
  • 2020.06.16: Michał Spirzewski New Best Estimate model for dryout prediction at BWR operating conditions.
  • 2020.06.09: dr Marcin Bielewicz MCORD – The MPD Cosmic Ray Detector – present status of work.
  • 2020.05.26: Hisham Elgendy Towards construction of Dual Fluid Reactor: CFD modeling of mini-demonstrator.
  • 2020.05.19: Michał Górkiewicz On the modelling of thermal-hydraulics and neutronics coupling for designing of a prismatic HTGR core with the HTTR fuel block structure.
  • 2020.05.12: Mateusz Nowak Analytical design of the direct current magnetohydrodynamic pump.
  • 2020.05.05: dr Karol Kowal Reliability and Availability Analysis of the HTTR Electrical Facility.
  • 2020.04.28: Mina Torabi Failure Mode and Reliability Analysis of the HTTR Electrical Facility.
  • 2020.04.21: Kaszko Aleksej Quantification of initiating events probability based on fragility functions and Bayesian network applied for multi-hazard.
  • 2020.04.15: Maciej Skrzypek Study on the DLOFC severe accident scenario of the GEMINI HTR reactor with MELCOR and SPECTRA code – presentation is available upon the request.
  • 2020.04.07: Tomasz Hanusek Modelling of circulating fuel reactors based on the Molten Salt Reactor Experiment.
    
  • 2020.03.10: dr Agnieszka Boettcher HTGR Technology Development and Research in the world – presentation cannot be distributed.
  • 2020.02.25: Oskar Bieńko, Jakub Banaszak, Rafał Chabasiński Optimization of combined heat and power plant with heat accumulator. How we won a hackathon.
  • 2020.02.18: dr Orest Dorosh From McChasy 1 to McChasy 2.
  • 2020.02.04: dr Sławoimr Potempski Efficiency and scalability on computing cluster – can it be achieved?
  • 2020.01.28: Jacek Kałowski Reducing simulation time with Design of Experiments.
  • 2020.01.21: Tomasz Kwiatkowski Assessment of high performance computing for nuclear reactor design and safety applications.
  • 2020.01.07: Michał Komorowicz Analysis of the possibility of using supercritical CO2 in high temperature reactors.

   

  2019

  • • 2019.12.17: Tomasz Hanusek State of the art of innovative reactors based on the 2019 Frédéric Joliot / Otto Hahn Summer School on Nuclear Reactors – presentation is available only to NCBJ employees and upon the request.
    • 2019.12.10: prof. dr hab. inż. Krzysztof Badyda Jakie technologie wytwarzania mogą zdominować polską energetykę w najbliższych latach?
      
    • 2019.12.03: Zuzanna Krajewska Nuclear Non-Proliferation, why it is so important and what I have learnt at the NEREC Summer School.
    • 2019.11.05: Piotr Prusiński How to read results of RANS (CFD) simulations?
    • 2019.11.05: Mikołaj Kowalski Nuts and Bolts of Monte Carlo Neutron Transport: Overview of algorithms and architecture of SCONE Monte Carlo code.
    • 2019.11.05: prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski Public and professional visions of nuclear power in Poland.
    • 2019.10.29: Anna Kawalec The measurements of radionuclides in fly ash from combustion of solid fuels in conventional power plants.
      
    • 2019.10.22: dr Yoshitomo Inaba Cooperation between NCBJ and JAEA on HTGR technologies at the next stage – presentation is available only to NCBJ employees and upon the request.
    • 2019.10.15: Nairi Baghdasaryan Review of progress in TRISO fuel performance analysis.
    • 2019.10.07: prof. Jaakko Leppänen Past, present and future challenges of developing the Serpent Monte Carlo code.
    • 2019.07.02: dr Afaque Shams High-Performance Computing for Nuclear Reactor Design and Safety Applications.
    • 2019.06.25: Ewelina Kucal Neutron irradiation of ceramic construction materials for the Dual Fluid Reactor.
    • 2019.06.18: Mateusz Nowak Application of magnetohydrodynamics pumps in the fuel loop of Dual Fluid Reactor.
    • 2019.06.11: Aleksej Kaszko Probabilistic Safety Assessment: state of the art and approach to address multiple hazards.
    • 2019.06.04: dr Anna Wawrzyńczak-Szaban Determination of the restricted use area and emergency planning zones for the planned nuclear power plant in Poland.
    • 2019.05.28: Tomasz Hanusek Transient Calculations for the Dual Fluid Reactor.
    • 2019.05.21: Piotr Kopka Identification of atmospheric contamination source in an urban area by approximate bayesian computation methodology.
    • 2019.05.14: Piotr Prusiński Don’t believe in every CFD results – always ask questions!
    • 2019.05.07: dr Leonardo Vila Nova A few elements on innovative nuclear fission concepts and fuel cycles – research, challenges and the particular case of a ground-laying ADS (Accelerator-Driven System) and the thorium cycle.
    • 2019.04.30: Hisham Elgendy The effect of tripartite fuel on the heat transfer quality and reactor safety in the case of pressurized water reactor.
    • 2019.04.16: Zuzanna Krajewska Why HTGRs failed in ’60s and why we expect renesans now?
    • 2019.04.09: Grzegorz Siess HAZOP – Hazard and Operability Analysis.
    • 2019.04.02: dr inż. Maciej Kulig Constrained optimization methods in the design problems of thermal-hydraulic systems.
    • 2019.04.01: prof. Henryk Anglart On disturbance waves and their importance for dryout.
    • 2019.03.26: Marek Orzeł Uncertainty analysis of thermal-hydraulics calculations for high-temperature gas-cooled reactors.
    • 2019.03.19: Henryk Wojciechowicz Presentation of the JRODOS system.
    • 2019.03.12: dr Marcin Brykała The application of INCT sol-gel method to fabrication of various precursors of nuclear fuels.
    • 2019.03.05: Michał Górkiewicz Coupling of neutronic and thermal-hydraulic calculations for nuclear reactors.
    • 2019.02.19: Michał Spirzewski Uncertainty and Sensitivity Analysis of Hewitt-Govan model for dryout prediction using DARIA system code.
    • 2019.02.12: Mina Torabi The effect of the control rods on safety parameters of the Research Reactors.
    • 2019.01.22: Mehran Vagheian On an investigation into some new algorithms for the solution of stationary and time-dependent spatial neutron diffusion equations.

  2018

  • 2018.12.11: dr Yoshitomo Inaba Outline of JAEA, Features of HTGR and HTGR Development in JAEA.
  • 2018.12.04: dr hab. inż. Sławomir Kubacki Hybrid RANS/LES of flow and convective heat transfer.
  • 2018.11.20: Eryk Turski PRA Applications in the “Risk-Informed” Regulation in the USA.
  • 2018.11.13: Nairi Baghdasaryan Application of Burnup Credit Methodology on WWER-440 Reactors Spent Fuel Pool Re-Racking Analysis.
  • 2018.11.06: Piotr Prusiński Junk in – junk out: by examples.
  • 2018.10.30: Piotr Klukowski Klasyfikacja SEKW reaktora MARIA.
  • 2018.10.23: dr Marcin Bielewicz MCORD – MPD Cosmic Ray Detector for NICA.
  • 2018.10.16: dr inż. Karol Kowal Integrated Risk Assessment for HTR-based nuclear-chemical facilities.
  • 2018.06.19: Arkadiusz Siwiec Optymalizacja projektu systemu odbioru ciepła powyłączeniowego (DHR) reaktora ALLEGRO w ramach projektu VINCO.
  • 2018.06.05: Jakub Sierchuła Wstępna analiza reaktora dwupłynowego z płynnym paliwem metalicznym.
  • 2018.05.22: prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski Czy reaktor dwupłynowy (DFR) to Generacja IV czy V?
  • 2018.05.15: dr Andrzej Mikulski Reaktory wysokotemperaturowe w Polsce – problemy i wyzwania.
  • 2018.05.09: dr Afaque Shams, Tomasz Kwiatkowski Towards the Direct Numerical Simulation of a closely-spaced bare rod bundle.
  • 2018.05.08: dr Afaque Shams Direct Numerical Simulation of a Simplified Pressurized Thermal Shock.
  • 2018.04.24: dr Andrzej Wojciechowski Wypalanie U-238 i Th-232 w reaktorach jądrowych.
  • 2018.04.10: Agnieszka Boettcher Pomiar stopnia zatrucia bloku berylowego- analiza i wybór geometrii układu pomiarowego.
  • 2018.03.27: Małgorzata Wróblewska Qualification of beryllium poisoning models for Maria And Jules Horowitz Reactors.
  • 2018.03.20: dr hab. inż. Marcin Szuta, prof. NCBJ Application of minor actinides as neutron fluency and average neutron energy detectors in the place of their location.
  • 2018.02.20: Aleksej Kaszko Metodologia Probabilistycznych Analiz Bezpieczeństwa Poziomu 2.
  • 2018.02.06: dr Sławomir Potempski Variational Multiscale Method for solving Navier-Stokes equations.
  • 2018.01.30: Łukasz Koszuk Analiza porównawcza składu izotopowego i radiotoksyczności wypalonych kaset paliwowych reaktorów ABWR, AP-1000, APR1400 oraz EPR za pomocą modeli wysokiej dokładności.
  • 2018.01.16: Eleonora Skrzypek The Computational Fluid Dynamics software use for the Severe Accident issues investigation for high power Pressurized Water Reactors – capabilities and challenges.
  • 2018.01.11: dr Marcin Bielewicz Nowy zderzacz NICA (Dubna) i polski udział w jego budowie.

   

  2017

  • 2017.12.19: Mikołaj Kowalski Badania z zakresu energetyki jądrowej na Uniwersytecie w Cambridge i obliczenia neutronowe metodą Monte Carlo o zmiennej wiarygodności. Prezentacja 1. Prezentacja 2.
  • 2017.12.05: dr Orest Dorosh Poszukiwanie fal grawitacyjnych emitowanych przez rotujące gwiazdy neutronowe.
  • 2017.11.28: Michał Spirzewski An improved phenomenological model of annular two-phase flow with high-accuracy dryout prediction capability.
  • 2017.11.21: Tomasz Kwiatkowski Reverse Engineering as a source of CFD uncertainty.
  • 2017.11.14: dr Marcin Bielewicz High Energy Neutron Flux Density Measurement.
  • 2017.11.07: Piotr Prusiński Komercyjne oprogramowanie a bezpieczeństwo energetyczne kraju.
  • 2017.10.24: dr Taiju Shibata HTGR Technology in Japan.
  • 2017.10.17: Michał Korycki Metody szacowania nadciśnienia w trakcie wybuchu chmury oparów.
  • 2017.10.13: prof. Michał Podowski Impact of Recent Advancements in Multiphase Science on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Safety Studies.
  • 2017.10.10: Piotr Kopka Zastosowanie algorytmów przybliżonych obliczeń bayesowskich (ang. Approximate Bayesian computation, ABC) w problemie identyfikacji źródła uwolnienia gazu w środowisku zurbanizowanym.
  • 2017.10.03: dr Aleksander Polański Transmutacja jądrowa aktynowców w gazowych reaktorach współpracujących ze spalacyjnym źródłem neutronów.
  • 2017.07.11: prof. dr hab. Jacek Jagielski NOMATEN: Centrum Doskonałości Materiałów Funkcjonalnych dla zastosowań przemysłowych i medycznych.
  • 2017.07.04: Michał Spirzewski Charakterystyka korelacji umożliwiających przewidywanie dryout’u (osuszenia) w porównaniu z danymi eksperymentalnymi.
  • 2017.06.27: Ievgen Petrenko Czarnobylska Elektrownia Jądrowa: Monitoring jądrowy w obiekcie “Schronienie” oraz Czarnobylskiej Strefie Wyłączonej, skrócony opis projektów w obszarze bezpieczeństwa jądrowego.
  • 2017.06.20: dr. Tomasz Kozłowski (prof. NCBJ Forward and Inverse Uncertainty Quantification of Thermal-Hydraulics Physical Model Parameters.
  • 2017.06.13: Tomasz Machtyl Automatyzacja obliczeń eksploatacyjnych reaktora MARIA.
  • 2017.06.06: Małgorzata Klisińska Prędki reaktor chłodzony gazem GFR, DEMONSTRATOR ALLEGRO, Benchmarki do obliczeń fizycznych.
  • 2017.05.30: prof. Jerzy Cetnar Wyzwania dla Reaktora Wysokotemperaturowego w Polsce i jak im sprostać?
  • 2017.05.29: Martyna Gąsowska Odnawialne Źródła Energi (Warsztat PR).
  • 2017.05.23: dr Paweł Stano Globalna Analiza Wrażliwości metodą Sobola: Zastosowanie do analiz RAMI.
  • 2017.05.09: dr Paweł Stano Warsztaty na temat społecznego odbioru energetyki jądrowej.
  • 2017.04.25: Maciej Skrzypek Modelowanie płyty podtrzymującej rdzeń reaktora PWR w aspekcie cieplno-mechanicznym, podczas ciężkiej awarii.
  • 2017.04.11: prof. dr hab. Ludwik Dobrzyński Skutki biologiczne promieniowania jonizującego.
  • 2017.04.03: Francesco Venneri, Mark Mitchell, Alexandre Bredimas USNC micro-reactor concept for NCBJ.
  • 2017.03.28: dr Anna Wawrzyńczak-Szaban Metody szacowania skutków wystąpienia awarii w obiektach przemysłowych.
  • 2017.03.14: prof. Andrzej Strupczewski Czemu Polska potrzebuje energetyki jądrowej?
  • 2017.03.09: Piotr Warzybok, Piotr Prusiński Omówienie infrastruktury badawczej Parku Naukowo-Technologicznego Świerk / cyfrowy reaktor.
  • 2017.02.28: Tomasz Kwiatkowski FLACS – oprogramowanie do modelowania dyspersji, pożarów i wybuchów.
  • 2017.02.21: prof. dr hab. Grzegorz Wrochna Energetyka jądrowa i HTR.
  • 2017.02.14: dr Orest Dorosh Projekt WPENS w ramach Eurofussion.
  • 2017.02.09: dr Afaque Shams High Fidelity Numerical Simulation of a single phase Pressurized Thermal Shock.
  • 2017.01.31: Michał Spirzewski Oszacowanie możliwości przewidywania “dryout’u” w CATHARE-3.
  • 2017.01.24: Dominik Muszyńsk Badanie dokładności prostokątnego modelu dyfuzyjnego reaktora MARIA.
  • 2017.01.17: Małgorzata Wróblewska Modelowanie zatruć w bloku berylowym.

   

  2016

  • 2016.12.19: Ewa Kowalik-Pilarska Ocena ryzyka środowiskowego dla terenów sąsiadujących z zakładami przemysłowymi, w tym metodologia identyfikacji powstawania efektu domino.
  • 2016.12.13: prof. dr hab. Grzegorz Wrochna Wysokotemperaturowe reaktory jądrowe szansą dla polskiej gospodarki.
  • 2016.06.28: dr Elżbieta Borek-Kruszewska Badania cieplno-przeplywowe prowadzone w instalacji WIW-300.
  • 2016.05.24: dr Elżbieta Strugalska-Gola Badanie pola wysokoenergetycznych neutronów spalacyjnych na zestawie KWINTA przy pomocy próbek Y-89.
  • 2016.05.17: prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski Lokalizacje i odbiór społeczny energetyki jądrowej na północy Polski.
  • 2016.05.10: Agnieszka Boettcher Neutronowo-fizyczna analiza możliwości zastosowania nowych odpornych na awarie koszulek elementów paliwowych, na przykładzie reaktora EPR.
  • 2016.04.26: Janusz Malesa Symulatory reaktorów jądrowych – przykłady rozwiązań.
  • 2016.04.19: Michał Korycki Model EULAG w projekcie UDINEE – transport i dyspersja zanieczyszczeń w skali miejskiej.
  • 2016.04.12: prof. Henryk Anglart Recent advances in heat transfer research and modelling.
  • 2016.03.22: prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski, dr Orest Dorosh O naturze i odkryciu fal grawitacyjnych. Prezentacja 1. Prezentacja 2.
  • 2016.03.15: prof. dr hab. Konrad Czerski, dr Armin Huke Dual Fluid Reactor – nowa koncepcja wysokowydajnego reaktora jądrowego. Prezentacja 1. Prezentacja 2.
  • 2016.03.08: Piotr Prusiński Czy można ufać wynikom analiz CFD – czyli kilka słów o benchmarku GEMIX.
  • 2016.03.01: dr Sławomir Potempski RODOS – Europejski system wspomagania decyzji po awarii jądrowej.
  • 2016.02.23: Piotr Kopka Zastosowanie metodologii bayesowskiej w stochastycznej rekonstrukcji zdarzeń na przykładzie uwolnień niebezpiecznych gazów do atmosfery.
  • 2016.02.16: Tomasz Kwiatkowski Walidacja metodologii CFD przepływu chłodziwa w ściśle upakowanej kasecie paliwowej.
  • 2016.02.09: Aleksej Kaszko Metodologia pożarowych analiz PSA dla elektrowni jądrowych.
  • 2016.02.02: Tomasz Machtyl Metoda wyznaczania zmian koncentracji nuklidów promieniotwórczych w czasie.
  • 2016.01.26: Eleonora Skrzypek Modelowanie zjawisk cieplno-przepływowych ciekłej warstwy metalicznej na powierzchni stopionego rdzenia zachodzących w warunkach ciężkiej awarii w reaktorze typu PWR.
  • 2016.01.18: Stanisław Kilim Dubieńskie badania możliwości wypalania odpadów jądrowych.
  • 2016.01.11: Anna Przybyszewska Dyskusja zakładowa nt. ALLEGRO.
  • 2016.01.05: Michał Spirzewski Analiza wpływu modeli odrywania i osadzania kropelek wody w kanale BWR na zjawisko osuszenia ścianek w kodzie systemowym CATHARE-3.

   

  2015

  • 2015.12.15: Maciej Skrzypek Analiza wrażliwości propagacji stopionego rdzenia oraz czasu rozerwania zbiornika ciśnieniowego przy użyciu platformy PROCOR.
  • 2015.12.07: dr Krzysztof Andrzejewski  Doświadczenia z realizacji programu Next Generation Nuclear Plant w Idaho National Engineering and Environmental Laboratory.
  • 2015.11.30: dr Sławomir Potempski Badania środowiskowe w lokalizacji przyszłej elektrowni jądrowej – stan prac.
  • 2015.11.17: Anna Przybyszewska Demonstrator ALLEGRO – koncepcja, portfel projektów.