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 U62392n20 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
