Document

advertisement
Nowe rozwiązania w energetyce
jądrowej (procesy transmutacji,
reaktory sterowane akceleratorami,
programy badawcze, itd.)
Kamila Leśniewska-Matys
(Wydział Elektroniki i Technik Informacyjnych)
Praca zrealizowana w ramach przedmiotu:
”Metody fizyki jądrowej w środowisku, przemyśle i medycynie”
Rok akademicki 2003/2004
Spis slajdów
1. Energia rekcji jądrowych
2. Reakcje rozszczepienia jąder
3.
4.
5.
6.
235
92
U
pierwiastków ciężkich
Zasada działania i budowa klasycznych reaktorów
jądrowych PWR, BWR, LMFBR
Odpady promieniotwórcze
ADS – reaktory sterowane akceleratorami
Bibliografia
1. Energia rekcji jądrowych
Niemal cała masa atomu, niezależnie od rodzaju pierwiastka, jest skupiona w jego jądrze. Z
tego względu reakcjom, w których uczestniczą jądra atomów, czyli tzw. reakcjom jądrowym,
towarzyszą znacznie większe niż w reakcjach chemicznych (np. przy spalaniu).
Jądro atomowe składa się z protonów i neutronów, które noszą ogólną nazwę nukleonów.
Liczbę nukleonów w jądrze określa liczba masowa A, a liczbę protonów – liczba atomowa Z,
235
umieszczane odpowiednio u góry i u dołu symbolu literowego pierwiastka, np. 92U
Masa każdego jądra jest mniejsza od sumy mas nukleonów wchodzących w jego skład.
Różnica ta, zwana defektem masy, jest określana zależnością:
m  Zm p  Nmn  m A
gdzie: N liczba neutronów jądrze (N=A-Z),
mp mn masa protonu i neutronu, mA masa
jądra.
Zgodnie z prawem Einsteina,
defekt masy wyrażony w jednostkach
energii jest równoważny energii wiązania
nukleonów w jądrze www26
Ew  mc2
gdzie: c prędkość światła w próżni
Rys. 1. Zależność energii wiązania przypadającej na
jeden nukleon od liczby masowej jądra atomowego [2].
Na rys. 1. Przedstawiono zależność jednostkowej energii wiązania (przypadającej na jeden
nukleon w jądrze) w zależności od liczby masowej A, łącząc linią ciągłą punkty odpowiadające
poszczególnym izotopom.
Z wykresu wynika, że największą średnią jednostkową energię wiązania charakteryzują się
pierwiastki znajdujące się w środku okresowego układu pierwiastków (pod względem liczby
masowej), natomiast jądra pierwiastków lekkich i ciężkich mają mniejsze wartości energii wiązania.
Oznacza to, że źródłem energii mogą być następujące reakcje:
1. łączenia, czyli syntezy jąder pierwiastków lekkich w
jądra pierwiastków o większych liczbach masowych;
Energia wydzielająca się przy reakcji syntezy jest równa
różnicy między energią wiązania pierwiastków
otrzymanych w wyniku reakcji i energią wiązania lekkich
jąder (przykład powyżej [2]).
Rys. 2. Przebieg reakcji syntezy [2].
2. rozszczepienia jąder pierwiastków o bardzo dużej liczbie masowej na jądra pierwiastków
lżejszych (ze środka układu okresowego)
Energia wydzielająca się
podczas reakcji
rozszczepienia jest równa
różnicy energii wiązania jąder
pierwiastków otrzymanych w
wyniku reakcji i energii
wiązania rozszczepionych
jąder ciężkich
235
Rys. 3. Przykładowy przebieg reakcji rozszczepienia 92U [2].
Powyżej podano przykład (jednego z wielu możliwych) przebiegu reakcji rozszczepienia
235
92
U [2].
Analizując kształt krzywej z rys. 1, łatwo zauważyć, że w wyniku syntezy jąder
lekkich można uzyskać większą energię niż w wyniku rozszczepienia jąder ciężkich.
235
Jeśli przyjąć np. że przy rozszczepieniu jądra izotopu 92U , którego energia wiązania
7,5 MeV, powstaną dwa w przybliżeniu jednakowe jądra (o liczbie masowej zbliżonej do 118 i 2,46 1024
energiach ~8,35 MeV), to w jednym akcie rozszczepienia wyzwoli się energia (8,35-7,5)235=202 MeV.
W jednym kilogramie uranu znajduje się jąder, co oznacza, że przy całkowitym
24
26
rozszczepieniu jąder znajdujących się w 1kg uranu uzyska się energię202  2,46 10  4,97 10 MeV
 22 106 kW  h
W celu wytworzenia tej ilości energii w elektrownii konwencjonalnej należałoby spalić
ok. 2500 t węgla kamiennego.
2
3
Przy syntezie takiej samej liczby jąder izotopów wodoru: deuteru 1 H ( D) i trytu 1 H (T )
6
uzyskać można ok. 180 10 kW  h energii, tzn. ponad ośmiokrotnie więcej niż przy reakcji
rozszczepienia [1].
Rys. 4. Porównanie ilości materiału i powstałych odpadów potrzebnych do uzyskania tej samej ilości energii w
elektrowniach konwencjonalnych i jądrowych [3].
2. Reakcje rozszczepienia jąder pierwiastków ciężkich
Rekcja rozszczepienia następuje po wychwycie neutronu przez jądro pierwiastka ciężkiego, w
szczególności uranu, plutonu i toru. Odkrycie reakcji rozszczepienia było dziełem fizyków
niemieckich O. Hahna i F. Strassmanna w 1939r. Obecnie powszechnie wykorzystywana w
energetyce jądrowej jest reakcja rozszczepienia jąder izotopu uranu
235
Jądro uranu 92U pod wpływem działania neutronu termicznego
(o energii ok. 0.025eV [1]) ulega236przeobrażeniu we wzbudzone
(drgające) jądro izotopu uranu 92U . Tak powstałe jądro dzieli się
samorzutnie na dwa nowe jądra lżejszych pierwiastków, z
jednoczesnym wydzieleniem energii Q i wyzwoleniem pewnej
liczby (0-8) neutronów, średnio 2,5 neutrona. Reakcję można
przedstawić symbolicznie:
Q  n105,2  2F 22AZ  1F 11AZ U62392n20 U52392
Najbardziej prawdopodobne wartości liczb masowych powstałych
jąder F1 i F2 wynoszą odpowiednio 95 i 139, liczb atomowych
38 i 54. Fragmenty rozszczepienia są promieniotwórcze i dają
początek tzw. łańcucha rozpadu  promieniotwórczego.
Rys. 5. Udział procentowy fragmentów
235
rozszczepienia 92U w zależności od
liczby masowej A [3].
Główną część energii rozszczepienia (ok. 85% [1]) stanowi energia kinetyczna fragmentów
rozszczepienia, oddalających się od siebie z ogromną prędkością. Na skutek zderzeń z innymi jądrami
energia kinetyczna zamienia się prawie całkowicie na energię cieplną. Wykorzystanie tego ciepła,
generowanego w paliwie jądrowym (w bezpośrednim otoczeniu miejsca rozszczepienia) jest
głównym celem eksploatacji reaktorów energetycznych. Część pozostałej energii natychmiastowej
wydziela się w postaci promieniowania i energii kinetycznej neutronów rozszczepieniowych. Reszta
energii jest wydzielana z opóźnieniem jako promieniowanie  i  z produktów rozszczepienia.
235
Izotop 92U jest jedynym nuklidem występującym w stanie naturalnym w przyrodzie (stanowi on
238
wagowo zaledwie 0,71% [1] uranu naturalnego, resztę stanowi izotop 92U ), który można rozszczepić
neutronami termicznymi. Oprócz niego neutronami termicznymi można rozszczepić także jądra
233
239
232
238
izotopów 92U i 92 Pu . Są to jednak nuklidy wytwarzane z toru 90Th i uranu 92U przy czym do ich
rozszczepienia potrzeba neutronów o znacznie większej energii, tzw. neutronów prędkich.
Odpowiednie reakcje można zapisać [1]:
uP
932
49
 01
 pN
 01
U  aP
332
29
932
39
 01
 U92392    n10  U82392
 01
 U30392    n10 hT02932
332
19
232
Powyższe reakcje, w których wyniku izotopy paliworodne 90Th i
rozszczepialne, nazywają się reakcjami powielania paliwa.
238
92
U przemieniają się w izotopy
Z punktu widzenia skuteczności działania neutronów dzielimy je na:
-Neutrony prędkie o prędkościach 10 000 km/s i energii większej niż 0,5MeV
-Neutrony pośrednie (epitermiczne) o energii 0,1eV-0,5MeV
-Neutrony termiczne o energii ok. 0,025eV i prędkości 2,2 km/s [1]
3. Zasada działania i budowa klasycznych reaktorów
jądrowych
O praktycznym wykorzystaniu reakcji rozszczepienia decydują :
•
procesowi towarzyszy wydzielenie ogromnej ilości energii
•
wyzwolenie neutronów o energii wystarczającej do rozszczepienia jąder i podtrzymania
procesu rozszczepienia
Urządzenia, w których zachodzi regulowane
wyzwalanie energii jądrowej w procesie
samo- podtrzymującej się reakcji
łańcuchowej są nazywane reaktorami
jądrowymi. W reaktorach jako paliwo mogą
być stosowane: uran, pluton i tor.
Najkorzystniejsze właściwości jądrowe z
punktu widzenia zagadnień samoczynnego
utrzymywania się reakcji łańcuchowej reakcji
rozszczepiania i jej kontrolowania, mają
izotopy rozszczepialne neutronami
233
239
termicznymi: 235
92 Pu
92 U
92 U
Oprócz reaktorów termicznych reakcja
łańcuchowa może być realizowana w
reaktorach prędkich wykorzystujących
neutrony prędkie.
Rys. 6. Rozmieszczenie reaktorów jądrowych na świecie [3].
W reaktorach termicznych paliwo jądrowe otoczone moderatorem (spowalniaczem
neutronów), z odpowiednimi kanałami przepływu czynnika chłodzącego oraz kanałami dla urządzeń
sterujących, wypełnia wewnętrzną część reaktora, zwaną rdzeniem lub strefą aktywną. W rdzeniu
jest wytwarzana w procesie rozszczepienia jądra energia cieplna oraz strumień neutronów, niezbędny
do podtrzymywania reakcji łańcuchowej. Pozostałe główne elementy reaktora tworzą: reflektor
neutronów, osłona termiczna, zbiornik reaktora i osłona biologiczna [1].
Przegląd reaktorów energetycznych
PWR (Pressuired Water Reactor) –Chłodziwem, a jednocześnie moderatorem i reflektorem
neutronów jest w tych rektorach lekka woda pod wysokim ciśnieniem , nie dopuszczającym do wrzenia
w obiegu chłodzenia rdzenia (odparowanie w rdzeniu nie powinno przekroczyć 5%). Ze względu na
znaczne pochłanianie neutronów przez wodór, stosowanie wody jako moderatora zmusza do
stosowania jako paliwa uranu lekko wzbogaconego (2-4%). Reaktory ciśnieniowe pracują w układzie
dwuobiegowym.
Obieg pierwotny tworzą: reaktor,
wymiennik ciepła (wytwornica pary),
główne pompy obiegowe i stabilizator
ciśnienia, obieg wtórny natomiast:
wytwornica pary (sprzęgająca oba
obiegi), turbina parowa, skraplacz i
układ regeneracyjnego podgrzewania
wody zasilającej [1].
Rys. 7. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z
reaktorem wodnym PWR [2].
W reaktorach BWR (Boiled Water
Reactor) zwykła woda znajduje się pod
ciśnieniem ok. 7,0MPa odparowuje
bezpośrednio w rdzeniu reaktora i po
osuszeniu jest kierowana do turbiny.
Reaktor pełni więc funkcję wytwornicy
pary i elektrownia z rdzeniem BWR
pracuje w układzie jednobiegowym. W
separatorze i osuszaczu pary otrzymuje
się parę nasyconą o wilgotności 0,30,5% przy ciśnieniu ok. 7MPa (o
temperaturze ok. 280C. Z tego względu
podobnie jak w elektrowniach z
reaktorami ciśnieniowymi sprawność
ogólna nie przekracza 34% [1].
Rys. 8. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem z wrzącą
wodą BWR [2].
W porównaniu z reaktorem PWR układ reaktora BWR jest znacznie uproszczony dzięki eliminacji
wytwornic pary, głównych pomp obiegowych i stabilizatora ciśnienia. Nie ma potrzeby stosowania
wysokich ciśnień w celu zapobieżenia odparowaniu wody, w rezultacie czego zbiornik może mieć
znacznie mniejszą grubość ścianek. Wadą jednobiegowego układu jest praca wszystkich
urządzeń obiegu roboczego (turbiny, skraplacza, pomp wody zasilającej itd.) w warunkach
radioaktywnych. Rdzeń reaktora ma wymiary znacznie większe niż w reaktorach lekkowodnych, co
wynika z gorszych właściwości spowalniania neutronów przez ciężką wodę i związanego z tym
większego stosunku masy moderatora do paliwa.
Najbardziej zaawansowanym w
rozwoju spośród reaktorów prędkich
powielających jest reaktor chłodzony
ciekłym sodem LMFBR (LiquidMetal, Fast-Breeder Reactor).
Reaktory sodowe maja trzy obiegi
chłodzenia: pierwotny – zawierający
sód radioaktywny, pośredni
zawierający sód nieaktywny, i wtórny
(roboczy) obieg parowo-wodny.
Pierwszym reaktorem prędkim był
uruchomiony we Francji w 1985r.
Super Phenix o mocy elektrycznej
1200MW [1]
Rys. 8. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem chłodzonym
ciekłym sodem LMFBR [2].
4. Odpady promieniotwórcze
Głównym problemem energetyki jądrowej są odpady promieniotwórcze. Dzieli się je na klasy ze
względu na stan skupienia i formę chemiczną, aktywność promieniotwórczą i radiotoksyczność
zawartych w nich izotopów promieniotwórczych. Podstawowym rozróżnieniem odpadów
promieniotwórczych jest podział na nisko- lub wysokoaktywne.
Odpady wysokoaktywne przechowuje się zazwyczaj w miejscu wytworzenia przez okres rzędu lat
(potrzebny do rozpadu większości względnie krótkożyciowych izotopów promieniotwórczych zawartych
w odpadach) w szczelnych opakowaniach zanurzonych w basenach wodnych (woda odbiera ciepło
pochodzące z rozpadów promieniotwórczych), po czym poddawane są przetworzeniu, w wyniku którego
zazwyczaj dąży się do zmniejszenia objętości odpadów zawierających bardzo długożyciowe izotopy.
Jedną z metod postępowania z niskoaktywnymi odpadami
promieniotwórczymi jest zwiększanie ich objętości poprzez rozcieńczenie
nieaktywnymi substancjami, przez co powstaje mieszanina o aktywności
właściwej porównywalnej z aktywnością elementów środowiska naturalnego.
Zazwyczaj jednak odpady promieniotwórcze, niskoaktywne, umieszczone
w szczelnych pojemnikach, składuje się na zamkniętych składowiskach
odpadów (w Polsce składowisko takie znajduje się w Różanie). Ostatecznym
miejscem
przechowywania
najbardziej
długożyciowych
odpadów
promieniotwórczych są tzw. składowiska docelowe, lokalizowane na
terenach asejsmicznych, w skałach, na dużych głębokościach. Obliczany
czas nienaruszonego przechowywania odpadów promieniotwórczych sięga
milionów lat.
Problem składowania odpadów promieniotwórczych spowodował poszukiwania nowych
rozwiązań technologicznych pozyskiwania energii
z reakcji rozszczepienia jąder pierwiastków
ciężkich. Niezbędną akceptację energii jądrowej
może ułatwić perspektywa zamkniętego
jądrowego cyklu paliwowego. Umożliwienie
(bezpiecznego) wykorzystania energii zawartej w
odpadach promienio-twórczych jest bardziej
odpowiedzialne względem przyszłych pokoleń niż
ich nieodwracalne składowanie [4].
Rys. 9. Pojemniki z niskoaktywnymi odpadami (schemat
postępowania) [3].
Trajektorie powstawania i rozpadów aktynowców w czasie eksploatacji paliwa jądrowego
ilustruje rys.10. Powyższy obraz pokazuje, że eksploatację paliwa cechuje różnorodność procesów
jądrowych prowadzących do pojawienia się sporej liczby znaczących nuklidów. Ich udziały w zwykłym
paliwie uranowym i MOX (UO2+PuO2), o typowym stopniu wypalenia przedstawia tabela 11.
Rys. 10. Trajektorie głównych przemian jądrowych cyklu U-Pu [4].
•
Rys. 11. Wypalone paliwo jądrowe (główne składniki
promieniotwórcze/1GWrok [4].
Należy zwrócić uwagę na obecność w
zużytym paliwie tzw. rzadkich
aktynowców: Np, Am i Cm. Na skalę
przemysłową częściowo zamknięty cykl
paliwowy jest od dawna realizowany we
Francji w postaci pozyskiwania - z
zużytego paliwa - plutonu na paliwo
typu MOX (UO2 + PuO2) Jednak pełna
recyklizacja Pu w zwykłych reaktorach
lekkowodnych (czyli o widmie
termicznym) obok jego degradacji
(redukcja udziału izotopów
rozszczepialnych) prowadzi
nieuchronnie, skutkiem kolejnych
wychwytów neutronów, do transmutacji
istotnej części Pu w radiotoksyczne
transplutonowce, nacechowane
znikomym ułamkiem neutronów
opóźnionych Materiały te wykazują
ponadto dodatnie próżniowe (tzn.
towarzyszące rozrzedzaniu moderatora)
współczynniki reaktywności [Sa97] - nie
kwalifikują się więc ze względów
bezpieczeństwa jako paliwo w układach
krytycznych.
5. ADS – reaktory sterowane akceleratorami
Proces transmutacji polega na zamianie w wyniku rozszczepienia długożyciowych jąder
pierwiastków ciężkich znajdujących się w wypalonym paliwie (czas życia- miliony lat) na jądra
pierwiastków o czasie zaniku rzędu 100 lat.
Poniżej opisano zasadę działania ADS (Accelerator Driven System) – reaktorów sterowanych
akceleratorami, w których dzięki wykorzystaniu procesu transmutacji uzyskuje się energię w
zamkniętym cyklu paliwowym.
Rys. 12. Zasada działania ADS (reaktorów sterowanych akceleratorami) [5].
Rys. 13. Schemat reaktora ADS [5].
Na rys. 13. przedstawiono schemat reaktora.
Wypalone paliwo jądrowe znajduje się w rejonie kruszenia
(spallation area), chłodziwem i moderatorem układu jest
ciekły ołów o temperaturze 400-600C. System sterowany
jest strumieniem protonów z akceleratora.
Największe szanse pełnienia roli zewnętrznego
źródła neutronów ma tarcza akceleratora protonów o
energii rzędu 1 GeV. W pierwszym etapie procesu
oddziaływania wysoko-energetycznej cząstki z jądrem
wywołuje ona w jądrze kaskadę wewnętrzną, wybijając z
niego pewną liczbę prędkich cząstek, głównie nukleonów
(w tym neutronów), oraz niewielką liczbę pionów i lekkich
jąder - deuteronów, cząstek *, trytonów itp. Energia
pierwotnego protonu - przede wszystkim - a także
wyemitowanych cząstek wtórnych jest wystarczająco duża
by wywołać podobne oddziaływania w kolejnych
napotkanych jądrach tarczy (tworząc kaskadę
międzyjądrową). Dochodzi nawet do rozszczepienia jąder
nuklidów - potocznie (tj. wobec bardzo wysokiego progu
reakcji) - uznawanych za nierozszczepialne, np. ołowiu.
Ostateczna liczba uwolnionych neutronów
(poprzedzających reakcję łańcuchową) na jeden proton 1
GeV w tarczy z ciężkiego pierwiastka, np. Pb, sięga 30.
Jednocześnie należy podkreslić, że o własnościach układu
niespornie decydują jednak procesy w zakresie niskich
energii (<20 MeV), w którym wydziela się ponad 99 %
energii w układzie i ponad 99.9 % neutronów.
Czas zaniku 239Pu wynosi 24 000 lat i 6 500 lat dla 240Pu. Wymienione pierwiastki
wykorzystywane są jako produkty w reakcjach rozszczepienia. Po kilku latach w wyniku przechowywania
wypalonego paliwa powstaną dwa izotopy: 90Sr i 137Cs o czasie zaniku 30 lat, następnie powstaną 99Tc
i 129I o czasie życia odpowiednio 200 000 i 15 milionów lat. Wspomniane izotopy nie są wysoko
aktywne, charakteryzują się jednak dużą zdolnością migracji do biosfery. Poniżej przedstawiono proces
transmutacji omawianych izotopów 90Sr i 137Cs [13].
Rys. 14. Przykładowy przebieg reakcji transmutacji 99Tc [5].
Pierwsza propozycja zastosowania neutronów spallacyjnych z akceleratorów do transmutacji
(aktynowców rodnych w rozszczepialne) autorstwa E.O. Lawrence'a liczy sobie ponad pół wieku.
Powstały na jego bazie projekt MTA produkcji Pu dla celów wojskowych, wkrótce zarzucono, na skutek
odkrycia bogatych złóż rudy uranowej. Zaś odrodzenie zainteresowania urządzeniami spallacyjnymi,
tym razem już z przeznaczeniem do produkcji energii w celach cywilnych nastąpiło w drugiej połowie lat
siedemdziesiątych, jako skutek skokowego wzrostu cen paliw nie wyłączając uranu, w wyniku kryzysu
naftowego. Natomiast obecnie głównym celem transmutacji staje się unieszkodliwianie odpadów z
energetyki jądrowej a rozgłos tej metody zawdzięcza ona i społeczność specjalistów udziałowi
C.Rubbii, z sukcesem zaangażowanemu w odnośne badania w bieżącej dekadzie.
Zastosowanie akceleratora ułatwia sterowanie systemem, sprowadzające się do regulacji
natężenia prądu wiązki, pozwalając na rezygnację ze stosowania pochłaniających neutrony prętów
sterujących i kompensacyjnych umożliwia także bardziej efektywną gospodarkę neutronami. Awaryjne
wyłączenie może być realizowane poprzez odcięcie wiązki [4].
Uzyskiwanie energii w wyniku procesu transmutacji stało się możliwe dzięki akceleratorom
protonów o bardzo dużej wydajności. Poniżej przedstawiono parametry pracy akceleratorów od 1960r.
(akcelerator ANTARES) [6].
Rys. 15. Porównanie parametrów pracy wybranych akceleratorów [6].
Poniżej przedstawiono tabelę, w której porównano trzy projekty reaktorów sterowanych akceleratorami
(ADS).
Rys. 16. Porównanie trzech różnych projektów systemu ADS [6].
Poniżej przedstawiono tabele w której porównano podstawowe parametry reaktorów (np. typ
moderatora, energię wiązki protonów) zaprojektowane przez różne instytuty badawcze
przeznaczone do procesów transmutacji wypalonego paliwa stałego [6].
Rys. 17. Porównanie różnych reaktorów ADS [6].
Poniżej przedstawiono tabele w której porównano podstawowe parametry reaktorów (np. typ
moderatora, energię wiązki protonów) zaprojektowane przez różne instytuty badawcze
przeznaczone do procesów transmutacji wypalonego paliwa ciekłego [6].
Rys. 18. Porównanie różnych reaktorów ADS [6].
Podsumowując: sterowane akceleratorem układy podkrytyczne do transmutacji nuklidów z
produkcją energii stanowią przyszłościowy wariant energetyki jądrowej, pozwalając na: bezpieczne
(stan podkrytyczny) wykorzystanie energii z odpadów, samowystarczalność paliwową oraz istotną
redukcję kosztów składowania w formacjach geologicznych.
6. Bibliografia
[1] D. Laudyn, M. Pawlik, F. Strzelczyk „Elektrownie” Wydawnictwo NaukowoTechniczne, Warszawa 1995.
[2] http://hyperphysics.phy-astr.gsu.edu/hbase/nucene/fusion.html
[3] http://www.uic.com.au/
[4] http://physics.uwb.edu.pl/ptf/tacz/taczanowski.html
[5] http://www.europhysicsnews.com/full/06/article8/article8.html
[6] http://www.atse.org.au/publications/symposia/proc-1997p11.html
Ciekawe linki
[7] http://itumagill.fzk.de/ADS/zbiór - zawiera linki do artykułów dotyczących: reaktorów
sterowanych akceleratorami (ADS), procesów transmutacji, reakcji jądrowych wywoływanych
promieniowaniem laserowym
[8] http://itumagill.fzk.de/ADS/history.html – przedstawia historię powstania idei systemów ADS
[9] http://www.nea.fr/html/ndd/reports/2002/nea3109.html – francuska strona Nuclear Energy
Agency, zawiera elektroniczną wersję książki (350 stron) pt ”Accelerator-driven Systems
(ADS) and fast reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles”
[10] http://nucleartimes.jrc.nl/Doc/Marcus_Paper.pdf – artykuł o bezpieczeństwie systemów ADS
[11] http://www.ictp.trieste.it/~pub_off/lectures/lns012/Sartori.pdf - artykuł o metodach symulacji
pracy reaktorów sterowanych akceleratorami (ADS)
[12] http://www.fjfi.cvut.cz/con_adtt99/papers/Tu-o-i2.pdf – artykuł poświęcony podsumowaniu
teoretycznych modeli pracy systemów ADS
[13] http://www.pnl.gov/ans_mstd/reno/fuelsandmaterials.html – strona konferencji „Nuclear
Materials Science and Technology” (2001), zawiera krótkie streszczenia poszczególnych
wystąpień oraz kontakt do autorów prac
[14] http://www.slac.stanford.edu/econf/C000821/FR202.pdf – artykuł o systemach ADS i
przyszłości energetyki jądrowej
[15] http://www.world-nuclear.org/sym/1999/venneri.htm - o perspektywach rozwoju energetyki
jądrowej, historia powstania systemów ADS
[16] http://www.iba-worldwide.com/root_hq/downloads/rnd/FST_RNB_2000.pdf – artykuł o
zasadzie działania cyklotronu w systemach ADS
Download
Random flashcards
ALICJA

4 Cards oauth2_google_3d22cb2e-d639-45de-a1f9-1584cfd7eea2

Motywacja w zzl

3 Cards ypy

Prace Magisterskie

2 Cards Pisanie PRAC

Create flashcards