TOR, JAKO PALIWO PRZYSZŁOŚCI DLA ENERGETYKI JĄDROWEJ*
Stefan Chwaszczewski, Bogna Mysłek-Laurikainen, Agnieszka Jagieła-Sudoł,
Jagoda Nowosad, Elżbieta Strugalska-Gola
Instytut Energii Atomowej POLATOM – Otwock Świerk
Przedstawiono nowe aspekty zastosowania toru jako paliwa dla przyszłych reaktorów
energetycznych. Porównano rozpoznane i prognozowane zasoby uranu na świecie oraz korzyści
wynikające z zastosowania toru. Omówiono cykl paliwowy toru, a także jego wykorzystanie
zarówno w reaktorach eksperymentalnych jak i energetycznych. Wstępne wyniki aktywacji toru
w reaktorze MARIA porównane są z obliczeniami modelowymi dla różnych lokalizacji naświetlań.
Wykonano również szczegółowe oznaczenia śladowych zanieczyszczeń aktywowanego materiału.
1. WSTĘP
Intensywny rozwój cywilizacyjny na świecie generuje rosnące zapotrzebowanie na energię
elektryczną. Prognozowany jest ok. 25% wzrost zużycia energii co 10 lat, przy obecnym tempie
jej zużycia. Powoduje to zwrócenie szczególnej uwagi na wystarczalność i zrównoważone
gospodarowanie podstawowymi źródłami energii pierwotnej (węgiel, gaz ziemny, ropa naftowa,
paliwa jądrowe). Światowe ośrodki naukowe prezentują rozbieżne dane o dostępnych zasobach
nośników energii pierwotnej. Znaczna większość jest zdania, że zasoby węgla brunatnego
wystarczą na 300-500 lat, węgla kamiennego 187-200 lat, ropy naftowej 46 lat, gazu ziemnego
50-56 lat. Światowy sektor energetyczny czekają liczne zmiany związane z modernizacją, mającą
na celu zwiększenie efektywności energetycznej oraz ograniczeniem emisji zanieczyszczeń: SO2,
CO2, NOx. W związku z powyższym przewiduje się również wzrost cen elektryczności.
W perspektywie zagrożeń stabilności energetycznej istnieje potrzeba szerszego wykorzystania
energii jądrowej, która w obecnej sytuacji wydaje się być konkurencyjna. W chwili obecnej
głownie wykorzystywanym paliwem w energetyce jądrowej jest uran. W reaktorach na
neutronach termicznych stosuje się rozszczepialny izotop 235U, którego zawartość w uranie
naturalnym wynosi zaledwie 0,72%. Biorąc pod uwagę ciągły rozwój technologii reaktorowych
oraz możliwości wytwarzania paliwa jądrowego, zasoby uranu na świecie wystarczą na
zapewnienie stabilności energetycznej na tysiące lat (Tabela 1).
___________________
*Niniejsza praca jest zrealizowana w ramach projektu Programu Operacyjnego Innowacyjna Gospodarka nr: UDAPOIG.01.03.01-00-076/08-00 „Analiza efektów wykorzystania toru w jądrowym reaktorze energetycznym”
współfinansowanego przez Unię Europejską z Europejskiego Funduszu Rozwoju Regionalnego. Niniejszy artykuł jest
prezentacją wstępnych wyników tego projektu..
Tabela 1. Rozpoznane i prognozowane zasoby uranu na świecie.
Kategoria zasobów
Zidentyfikowane
Wszystkie
konwencjonalne
Konwencjonalne
i niekonwencjonalne
Reaktory LWR/ Obecny cykl
otwarty
100 lat
300 lat
1690 lat
Prędkie reaktory powielające;
recykling Pu.
3070 lat
8990 lat
56 680 lat
Prędkie reaktory powielające,
recykling uranu i aktynowców.
24 000 lat
71 000 lat
472 000 lat
Nieunikniony rozwój energetyki jądrowej spowodowuje wzrost cen uranu, co skłania do
poszukiwań alternatywnych paliw jądrowych. Na tym tle pojawia się możliwość wykorzystania
toru, który nie jest materiałem rozszczepialnym lecz paliworodnym, którego zawartość
w skorupie ziemskiej szacuje się na czterokrotnie większą niż złóż uranu. Ważnym argumentem
przemawiającym za rozwojem badań nad cyklem Th-U jest możliwość uzyskania znacznie
większych ilości energii elektrycznej w porównaniu z innymi paliwami (Tabela 2).
Tabela 2. Ocena ilości energii elektrycznej uzyskanej z wykorzystania 1kg paliwa [2].
Paliwo
Ilość kWh energii
Węgiel kamienny
3
Węgiel brunatny
1
Olej opałowy
4
Gaz ziemny
6
Uran naturalny (CANDU)
40 000
Uran wzbogacony (3-5 %) (PWR, BWR) – otwarty cykl paliwowy
45 000
w przeliczeniu na uran naturalny
50% paliwa MOX w reaktorze III generacji w przeliczeniu na uran naturalny 70 000
Reaktory powielające w cyklu U-Pu, w przeliczeniu na uran naturalny
3 500 000
Tor w cyklu Th-U z przerobem wypalonego paliwa
4 800 000
0,5 kg toru + 0,5 kg uranu naturalnego (MSR)
10 000 000
2. CHARAKTERYSTYKA TORU
Tor został odkryty przez J.J. Berzeliusa w 1828 roku. Jest to srebrzysto-szary metal należącym do
III. grupy układu okresowego. Jedynym jego, występującym w przyrodzie izotopem, który ulega
rozpadowi α o okresie połowicznego zaniku 1,405·1010 lat, jest 232Th. Do związków jakie tworzy
tor można zaliczyć: ThO2 (dwutlenek toru), ThCl4 (czterochlorek toru), Th(SO4)2 (siarczan
torowy), Th(NO3)4 (azotan torowy). Główne źródło toru stanowią złoża monacytów
(znajdujących się w Indiach), z których tor pozyskiwany jest jako produkt uboczny. Znaczne
złoża toru występują również w Australii, Brazylii, Egipcie, Korei, USA, Indonezji, Kanadzie,
RPA, na Cejlonie i Malajach. Światowe zasoby toru szacuje się na 1,2 mln ton ThO2. Dokładne
dane dotyczące produkcji toru metalicznego i jego związków na świecie nie były dotąd
publikowane.
W chwili obecnej tor wykorzystywany jest głownie do powlekania drucików wolframowych
w lampach elektronowych oraz jako absorbent gazów w aparatach wysokopróżniowych. Ponadto
ThO2 stosuje się jako katalizator przy produkcji syntetycznej benzyny oraz do wyrobu siatek
Auera.
Aktualnie prowadzi się intensywne badania nad możliwością wykorzystania toru w jądrowych
reaktorach energetycznych, gdyż jest on materiałem paliworodnym. Za zastosowaniem toru
w energetyce jądrowej przemawiają aspekty ekonomiczne: jego zawartość w rudach wynosi
nawet ponad 3% i jest znacznie wyższa niż zawartość uranu w rudach uranowych (0,2-0,01%).
Pozwala to na efektywniejszą eksploatacje złóż, co będzie miało wpływ na ceny paliwa
jądrowego. Dodatkowym argumentem zachęcającym do badań nad torem są jego własności
materiałowe w stosunku do U i Pu stosowanych w obecnie pracujących reaktorach.
Tabela 3. Parametry materiałowe U, Pu, Th oraz ich tlenków [3].
Parametr
Struktura krystaliczna
Temperatura topnienia [K]
Teoretyczna gęstość
298 K [g/cm3]
Przewodność cieplna [W/mK]
773 K
1773 K
Współczynnik rozszerzalności [106
/K]
U
Ortorombowa,
Tetragonalna,
BCC
1405
UO2
PuO2
Th
ThO2
FCC
FCC
BCC
FCC
3123
Pu
6 faz,
Monokrystaliczna
FCC, BCC
913
FCC
2623
2025
3643
19,05
10,96
19,38
11,46
11,68
10,00
30
4,8
2,4
30
4,48
1,97
43,1
6,2
2,4
14,2
10
56
11,4
11,9
9,67
3. CYKL PALIWOWY
WYKORZYSTUJĄCY TOR JAKO MATERIAŁ PALIWORODNY
Izotop 232Th pochłaniając neutron przechodzi w 233Th, który przez dwa rozpady beta daje 233U,
rys.2. Izotop uranu 233U ma bardzo dobre parametry rozszczepienia: σ = 530 b, średnia liczba
neutronów powstających z rozszczepienia jest większa niż dla 235U. Istotną cechą cyklu Th-U jest
stosunkowo długi czas życia 233Pa, powoduje to wydłużenie czasu powstawania 233U. Po roku
napromieniania toru w reaktorze uzyskiwany jest stan równowagi między ilością wytwarzanego
izotopu 233U a jego wypaleniem. Wyładowanie i pozostawienie do schłodzenia paliwa torowego
na co najmniej rok pozwala na uzyskanie większych ilości izotopu rozszczepialnego 233U, gdyż
będzie on nadal powstawał z rozpadu beta 233Pa. Z punktu widzenia technologicznego stosowanie
paliwa torowego powoduje pewne utrudnienia. Jednak dodanie go w odpowiedniej proporcji do
paliwa uranowego może znacznie wydłużyć kampanie paliwową reaktora. Proces ten posiada
reakcje konkurencyjną. Ze względu na długi okres rozpadu 233Pa (27dni) oraz jego niemały
przekrój czynny na absorpcje neutronów (σ = 20 b) powstaje 234Pa. Izotop ten przez rozpad beta
daje nam izotop uranu 234U, który pochłaniając neutron przechodzi w rozszczepialny izotop 235U.
Rys.1. Cykl U-Pu.
Rys.2. Cykl Th-U.
Korzyścią z stosowania toru jako paliwa w reaktorach jądrowych jest znaczne zmniejszenie ilości
powstających aktynowców, które są silnie radiotoksyczne, takich jak: protaktyn Pa, neptun Np,
pluton Pu, ameryk Am, kiur Cm. Z przedstawionego na rys.3. schematu wynika, że użycie
232
Th+233U zmniejsza kilkusetkrotnie zawartość aktynowców w zużytym paliwie. Dzięki temu
skrócony jest okres składowania odpadów z cyklu torowego.
Rys. 3. Schemat zawartości aktynowców w wypalonym paliwie [5].
Wykorzystanie paliwa torowego do celów militarnych nie jest możliwe ze względu na silnie
gamma promieniotwórczy izotop 232U, będący nieodzownym zanieczyszczeniem powstającego
233
U. Uniemożliwia to niekontrolowany obrót aktywowanego paliwa torowo-uranowego,
a dodatkowo ułatwia jego nadzór w czasie transportu. Kolejnym argumentem jest znikoma ilość
izotopu 239Pu w wypalonym paliwie. Dla porównania ilość tego izotopu w zużytym paliwie
uranowym wynosi 5,9 kg na tonę, natomiast w paliwie torowym zaledwie 1g na tonę.
Przedstawione dane pozwalają na rozwianie wszelkich spekulacji, które niesie ze sobą możliwość
proliferacji materiałów powstających w omawianym cyklu.
4. ZASTOSOWANIE TORU W REAKTORACH ENERGETYCZNYCH
Obliczenie kampanii paliwowej dla reaktorów, w których stosowane jest paliwo torowe jest
znacznie trudniejsze niż dla reaktorów wykorzystujących jedynie uran. Początkowo tor stanowi
pochłaniacz neutronów, natomiast w miarę upływu czasu produkowany jest izotop 233U, który
kompensuje wypalający się 235U. Prace badawcze nad wykorzystaniem toru w reaktorach
energetycznych były już prowadzone w latach sześćdziesiątych i siedemdziesiątych ubiegłego
stulecia. Pierwsze tego typu reaktory BWR (Boiling Water Reactor) i PWR (Pressurized Water
Reactor) powstały w USA (Elk River, Shippingport, Indiana Point) oraz w Niemczech (Lingen).
Następnym krokiem w badaniu paliwa torowego było wykorzystanie go w reaktorach
wysokotemperaturowych: AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich) i THTR
(Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor) (Niemcy), w reaktorach Peach Bottom i Fort St Vrain
(USA) oraz reaktorze DRAGON (Anglia). W wymienionych powyżej typach reaktorów nie
praktykowano przerobu wypalonego paliwa celem odzyskania powstałych w nim
rozszczepialnych izotopów.
Zupełnie odmienną koncepcją zastosowania toru w reaktorach energetycznych jest budowa
reaktorów na stopionych solach uranu i toru. Stopione fluorki uranu naturalnego oraz toru pełnię
nie tylko rolę paliwa, ale również chłodziwa. W trakcie pracy reaktora krążąca masa jest
poddawana ciągłemu oczyszczaniu z produktów rozszczepienia w momencie gdy znajduje się
poza rdzeniem. Takie rozwiązanie stwarza możliwość prawie 100% wykorzystania toru oraz
uranu, w tym uranu 238U, do produkcji energii. Prototypowy, badawczy reaktor na stopionych
solach zbudowano w USA w ORNL, jego eksploatacja trwała zaledwie kilka lat, z powodu
trudności jakich dostarczało oczyszczanie wysokoaktywnych fluorków toru i uranu. Mimo tego
jest to koncepcja wciąż rozważana w perspektywie rozwoju reaktorów IV generacji.
Badania nad wykorzystaniem toru w reaktorach lekkowodnych WWER(Wodno Wodianoj
Energeticzeskij Reaktor) oraz powielających reaktorach na neutronach prędkich BN600 i BN350
prowadzone są również w Rosji. Reaktory te są przystosowane do unieszkodliwiania aktynowców
oraz spalania plutonu militarnego i wytwarzanego w cyklu uranowym. Pręty paliwa torowego
znajdują się w strefie powielającej, z której wydzielany jest powstający 233U. Izotop ten po
przerobie stosowany jest jako świeże paliwo w reaktorach WWER.
W chwili obecnej najszerzej rozbudowany program wykorzystania toru w energetyce jądrowej
posiadają Indie. Wynika to z faktu, że kraj ten posiada znaczne złoża toru, które pozwoliłyby mu
na uzyskanie niezależności energetycznej. W trzech reaktorach eksperymentalnych prowadzone
są testy paliw torowych. Siedem z aktualnie pracujących reaktorów typu PHWR (Pressurized
Heavy Water Reactor) wykorzystuje pręty paliwa torowego do ”spłaszczenia” rozkładu
wytwarzanej mocy. W budowie jest również reaktor powielający PFBR (Prototype Fast Breeder
Reactor) o mocy 500MWe, którego przeznaczeniem będzie wytwarzanie 233U [3].
5. PROJEKT BADAWCZY „ANALIZA EFEKTÓW ZASTOSOWANIA TORU
W JĄDROWYM REAKTORZE ENERGETYCZNYM”
Instytut Energii Atomowej POLATOM przy współpracy z Instytutem Chemii i Techniki Jądrowej
realizuje projekt pt: „Analiza efektów wykorzystania toru w jądrowym reaktorze energetycznym”
finansowany z Programu Operacyjnego Innowacyjna Gospodarka nr: UDA-POIG.01.03.01-00076/08-00.
Do głównych zadań projektu należy:
-
określenie zawartości izotopów w napromienionych próbkach w reaktorze MARIA
i określenie metodyki wyznaczania uśrednionych przekrojów czynnych dla wybranych grup
energetycznych neutronów;
-
opracowanie systemu programów do analiz kampanii paliwowej reaktorów PWR(EPR);
-
zbadanie efektów zastosowania prętów z ThO2 lub UO2 /ThO2 w kampanii paliwowej
reaktora PWR(EPR).
Projekt realizowany jest od kwietnia 2009 roku a jego zakończenie nastąpi we wrześniu 2011
roku.
W reaktorze MARIA prowadzone są naświetlania toru w celu określenia zawartości powstającego
w próbkach izotopu 233U. Do napromieniania wybrano pięć lokalizacji w rdzeniu, różniących się
znacznie widmem energetycznym neutronów. Poczta hydrauliczna nr 2 znajduje się w centralnej
części rdzenia, otoczona jest prętami paliwowymi, co zapewnia dużą gęstość strumienia
neutronów. Trzy inne lokalizacje - dwa kanały naświetlań H-V/A, H-V/B oraz poczta nr 1
umieszczone są w blokach berylowych. Poczta hydrauliczna nr 4 umieszczona jest w reflektorze
grafitowym otaczającym rdzeń (rys.4).
IV
V
VI
VII
VIII
IX
Reflektor
grafitowy
X
M
l
L
Blok
berylowy
k
K
Woda
J
Kanał poczty
pneumatycznej
I
Korek grafitowy
H
Korki
berylowe
j
i
h
2
3
g
G
Kanał paliwowy
f
F
e
E
1
D
4
4
5
6
7
8
9
Kanały izotopowe
Pręt regulacyjny
Rys. 4. Wybrane miejsca naświetlań w reaktorze MARIA [6].
Do próbek torowych dołączone były detektory aktywacyjne: Al-Au (0.1%), Al-Co (0.1%), Ni
oraz Al-Au(0.1%), Al-Co(0.1%), Al-Sc(2%), In, Ti i Fe umieszczone w kadmie. Widmo
energetyczne neutronów w reaktorze jądrowym jest określone przez trzy podstawowe grupy
energetyczne: neutrony termiczne, epitermiczne oraz prędkie. Na podstawie pomiarów
detektorów aktywacyjnych określono parametry widma neutronów (Tabela 4).
Tabela 4. Pomiary parametrów widma neutronów [7].
Lokalizacja
H-V/B
H-V/A
Poczta 2
Poczta 1
Poczta 4
Gęstość
strumienia
neutronów termicznych
[cm-2 s-1]
1.84·1014 ± 2.5%
1.78·1014 ± 2.5%
1.48·1014 ± 2.5%
1.01·1014 ± 2.5%
2.36·1013 ± 3.1%
Indeks epitermiczny
0.045
0.030
0.020
0.015
0.008
Gęstość
strumienia
neutronów prędkich
[cm-2 s-1]
6.92·1013 ± 3.7%
2.87·1013 ± 3.7%
2.17·1013 ± 3.7%
1.13·1013 ± 3.9%
5.22·1011 ± 7.8%
Poza pomiarami parametrów widma neutronów wykonywane są odpowiednie obliczenia
modelowe przy użyciu różnych kodów obliczeniowych. Dla porównania tabela 5 zawiera dane
teoretyczne policzone dla tych samych kanałów naświetlań.
Tabela 5. Obliczone parametry widma neutronów [6].
Gęstość
strumienia
neutronów termicznych
Lokalizacja
Indeks epitermiczny
[cm-2 s-1]
H-V/B
1,48 × 1014
0,036
H-V/A
1,83 × 1014
0,037
Poczta 2
1,29 × 1014
0,021
Poczta 1
8,87 × 1013
0,033
13
Poczta 4
3,16 × 10
0,011
Gęstość strumienia
neutronów prędkich
[cm-2 s-1]
4,11 × 1013
4,83 × 1013
1,57 × 1013
1,76 × 1013
9,63 × 1011
Naświetlaniu był poddawany wysokiej czystości metaliczny tor (99.885%). Wykonano kilka serii
pomiarów w zbliżonych warunkach aby określić główne grupy energetyczne neutronów.
Dodatkowo napromieniane próbki toru były systematycznie mierzone za pomocą detektorów
germanowych HPGe w celu określenia zmiany aktywności 233Pa. Pomiary i obliczenia
aktywności 233Pa pozwalają określić koncentracje 233U w próbkach po rozpadzie protaktynu co
zajęło ponad 9 miesięcy (Tabela 6).
Tabela 6. Koncentracja
Lokalizacja
233
U w naświetlanych próbkach [7].
Czas
Koncentracja
233
U w Th [ppm]
napromieniania [h]
H-V/B, poz. 3
H-V/A, poz. 5
Poczta 2, poz. 2
Poczta 1, poz. 2
Poczta 4, poz. 2
3.0 ± 3%
3.0 ± 3%
3.4 ± 1%
3.5 ± 1%
3.2 ± 1%
pomiary
20.2 ± 1.0%
17.1 ± 1.0%
15.0 ± 1.0%
10.4 ± 1.0%
2.1 ± 1.4%
obliczenia
23.2 ± 5%
19.7 ± 5%
16.9 ± 5%
11.2 ± 5%
2.2 ± 5%
Dodatkowym kierunkiem prowadzonych badań jest określenie zawartości śladowych
zanieczyszczeń w ThO2. Do analizy koncentracji domieszek zastosowano dwie metody:
neutronową metodę aktywacyjną NAA (neutron activation analysis) i spektroskopię masową ICPMS (Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry)
Neutronowa analiza aktywacyjna pozwala zidentyfikować radioizotopy o stosunkowo długim
okresie półrozpadu. Widmo zanieczyszczeń napromienionej próbki dwutlenku toru przedstawia
rys. 5.
Rys. 5. Widmo 233Pa wraz z aktywowanymi zanieczyszczeniami.
Metoda spektrometrii masowej daje możliwość ustalenia zawartości pierwiastków, posiadających
wysoki przekrój czynny na absorpcję neutronów. Koncentracja zidentyfikowanych
zanieczyszczenia została zawarta w tabeli 7.
Tabela 7. Zanieczyszczenia zawarte w próbce ThO2.
pierwiastek
Ag
Cs
zawartość
X ± U (k=2)* mg g-1
0.18 ± 0.02
54 ± 5
LOD,
mg g-1
0.2
0.07
Zr
La
Ce
Pr
Sm
Eu
Gd
Tb
Dy
Ho
Er
Tm
Yb
Lu
nd
164 ± 16
300 ± 30
37 ± 3
26 ± 2
nd
17 ± 1.7
0.40 ± 0.04
3.0 ± 0.3
nd
nd
nd
nd
nd
3.7
0.07
0.05
0.1
0.03
0.02
0.08
0.1
0.3
0.03
0.1
1.3
0.02
0.06
Wybrane rezultaty badań przedstawione powyżej, prowadzonych w ramach projektu, wymagają
dalszej kontynuacji. Ponieważ cykl Th-U nie jest tak dobrze znany jak cykl U-Pu wiele danych
jądrowych wymaga obliczeń i weryfikacji. Korzystając z dostępnych bibliotek i wykonanych
analiz aktywowanych próbek opracowywany jest model do numerycznego odtwarzania i analiz
procesów jądrowych zachodzących przy aktywacji różnych związków toru. Uzyskane informacje
wraz z wynikami analiz kampanii paliwowej reaktora MARIA posłużą do zaproponowania
optymalnego programu napromieniań w reaktorze MARIA tj. wyboru miejsca i czasu
napromieniań oraz opracowania procedur aktywacji i pomiarów.
6. PODSUMOWANIE
W odpowiedzi na rosnące zapotrzebowanie na energię elektryczną prowadzone są badania nad
nowymi typami paliw jądrowych. Opisane powyżej dane wskazują, iż tor ma szanse stać się
bardzo konkurencyjnym źródłem energii. Jego zaletą jest stosunkowo duża zawartość w skorupie
ziemskiej, ponadto koszty produkcji paliwa torowego będą znacznie niższe, gdyż nie wymaga on
wzbogacania. Natomiast skład wypalonego paliwa nie stanowi zagrożenia z punktu widzenia
możliwości zastosowań terrorystycznych.
Poza niewątpliwymi korzyściami wykorzystanie toru w energetyce jądrowej niesie ze sobą wiele
wyzwań. Brak dokładnych danych jądrowych, związanych z cyklem Th-U, niewątpliwie wymaga
przeprowadzenia wielu prac i testów badawczych. Głównym ich celem jest opracowanie nowych
rozwiązań technologicznych: konstrukcja reaktorów wykorzystujących paliwo Th-U, nowatorskie
metody przerobu aktywowanego toru, produkcja paliwa zawierającego tor.
Pomimo licznych trudności zalety toru zachęcają do prac w tym kierunku.
Literatura
[1]
[2]
Minister Gospodarki, DE-VIII-0700-5-AB/08
S. Chwaszczewski, Czy dostępność paliwa jądrowego może być barierą dla przyszłego rozwoju
energetyki jądrowej?, SYMPOZJA I KONFERENCJE nr 73, Zagadnienia surowców energetycznych i
energii w gospodarce krajowej, Ustroń 19-22.10.2008r
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
S. Chwaszczewski, S. Kilim, M. Mądry, Wykorzystanie toru w energetyce jądrowej, POLITYKA
ENERGETYCZNA tom 10 zeszyt specjalny 2 2007r, PL ISSN 1429-6675
K. Lenarczyk, Możliwość wykorzystania toru w energetyce, Politechnika Warszawska, Wydział
Elektryczny, Studium Doktoranckie 16.04.2004
IAEA-TECDOC-1155, Thorium based fuel options for generation of electricity: Developments in the
1990s
Z. Marcinkowska, Określenie parametrów widma neutronów w kilku punktach rdzenia reaktora
MARIA na podstawie obliczeń kodem REBUS. Porównanie z pomiarem, Raport B-47/2009
R. Prokopowicz, A. Kozieł, B. Pytel, Raport B-86/2009
Download

tor, jako paliwo przyszłości dla energetyki jądrowej* 1. wstęp