Dyskusja oraz wnioski - Index of /rozprawy2/10935

W ramach tego rozdziału przedstawiona będzie krótka dyskusja wyników badań prezentowanych w niniejszej pracy (które częściowo zostały omówione we wcześniejszych rozdziałach). Zostaną również przedstawione wnioski nasuwające się w czasie analizy otrzymanych wyników. Na końcu podane zostaną potencjalne obszary oraz kierunki dalszych badań tego typu urządzeń.

Analiza urządzenia ukierunkowana była kilka głównych obszarów, ważnych z punktu widzenia przeznaczenia reaktora hybrydowego. Do najważniejszych zaliczyć można:

 Warunki bezpiecznej pracy oraz potencjalne przyczyny i scenariusze poważnych awarii urządzenia,

 Rozkład oraz dobór składu paliwa, a także ich wpływ na profile mocy w kierunku osiowym oraz radialnym,

 Wpływ widma neutronów zawierającego składową 14MeV na skład izotopowy paliwa (wypalanie aktynowców),

 Odtwarzanie jednego ze składników paliwa syntezy (samowystarczalność trytowa). W odniesieniu do powyższych punktów można wymienić następujące wyniki:

 Przygotowany model reaktora cechuje się zgodnie z założeniami podkrytycznością z keff ≈ 0,9 w czasie normalnej pracy, która pełni dwojaką funkcję. Owa podkrytyczność z jednej strony stanowi bufor bezpieczeństwa, a z drugiej umożliwia wykorzystanie reakcji syntezy jako źródła neutronów. Przy tym założeniu otrzymane na podstawie obliczeń wartości keff dla wybranych scenariuszy poważnej awarii pokazały, że zapewnienie bezpieczeństwa jest możliwe, jednakże wskazały również na bardzo płytką podkrytyczność układu w końcowym stadium dla niektórych zakładanych scenariuszy przebiegu awarii. Warunki oraz przebieg awarii wzorowany był na historycznych oraz hipotetycznych wydarzeniach, często rozważanych podczas analizy reaktorów budowanych w cywilnej energetyce jądrowej (z uwzględnieniem specyficznej konstrukcji urządzenia).

115

Jednymi z najważniejszych czynników są uszkodzenia radiacyjne oraz mechaniczne i termiczne obciążenie pierwszej ściany. Warto tutaj szczególnie podkreślić termohydrauliczne aspekty pracy reaktora, które nie były brane pod uwagę w pierwotnych planach badań. Obliczenia przeprowadzone na przygotowanym modelu wykazały nieprzydatność stali do roli materiału konstrukcyjnego dla pierwszej ściany, ze względu na zbyt wysoką temperaturę od strony plazmy (jedynie urządzenie o małej mocy cieplnej – znacznie poniżej 1GW pozwoliłoby na użycie stali, co z kolei jest nieatrakcyjne z ekonomicznego punktu widzenia). W związku z otrzymanymi wynikami należało dobrać odpowiedni materiał, spełniający kryteria odporności na nadzwyczaj niekorzystne warunki pracy (obciążenia termiczne i mechaniczne oraz uszkodzenia radiacyjne). Zaproponowanym materiałem mającym zastąpić stal jest wolfram, który posiada znakomitą odporność na działanie wysokich temperatur oraz znacznie lepszą przewodność cieplną, niż którakolwiek z odmian stali branych pod uwagę w obliczeniach.

 W obszarze uszkodzeń radiacyjnych wyniki nie dają podstawy do kategorycznego odrzucenia któregokolwiek z materiałów. Trudno jest też wskazać faworyta do roli materiału konstrukcyjnego pierwszej ściany wśród stali stosując jedynie kryterium oparte na wielkości uszkodzeń radiacyjnych. W tym obszarze wolfram prezentuje się bardzo korzystnie, co w połączeniu z jego własnościami cieplnymi znacznie poprawia jego wizerunek na tle innych materiałów, jako kandydata do roli materiału konstrukcyjnego pierwszej ściany.

 Badania wpływu rozkładu paliwa na profile mocy w reaktorze potwierdziły wcześniejsze przypuszczenia o możliwości wyrównania rozkładu mocy poprzez manipulację rozkładem paliwa oraz jego wzbogaceniem w izotopy łatwo rozszczepialne. Działanie to jednocześnie ukierunkowane było na gromadzenie trudno rozszczepialnych izotopów bliżej plazmy, w obszarach o większym strumieniu neutronów 14MeV.

116

 Analiza wypalania (transmutacji) rzadkich aktynowców polegała na śledzeniu zmian w składzie paliwa w czasie kilkumiesięcznego okresu pracy reaktora. Otrzymane wyniki wykazały pozytywny wpływ widma ze składową 14MeV na stopniowy zanik większości niechcianych izotopów, aczkolwiek efekt był mniejszy od spodziewanego. Po części wynikać to może z małego udziału składowej 14MeV w całkowitym widmie, a także z nieelastycznych rozproszeń neutronów (w olbrzymiej masie chłodziwa) powodujących szybki zanik tej składowej w widmie w miarę przemieszczania się w głąb obszaru paliwa (tj. dalej od plazmy). Ponadto wskazuje ona na szybki spadek wartości keff w czasie pracy reaktora (wypalania paliwa), co nieuchronnie prowadzi do spadku mocy reaktora.

 Wyniki obliczeń produkcji trytu wskazują, iż zapotrzebowanie na ten izotop może zostać pokryte z prowadzonej w sposób odpowiedni produkcji trytu w reakcji neutronów z 6Li będącym składnikiem chłodziwa. Jest to ważny punkt podyktowany względami ochrony radiologicznej, wynikający z własności jądrowych trytu oraz z własności dyfuzyjnych wodoru (w tym również trytu). Wnioski, jakie nasuwają się po analizie wyników są następujące:

 Wyniki obliczeń keff przemawiają za bardzo poważnym oraz wnikliwym traktowaniem każdej, nawet pozornie niegroźnej awarii układu (każdego scenariusza). Ponadto warto wziąć pod uwagę potrzebę opracowania metody oraz dodatkowych procedur i mechanizmów pozwalających na szybkie awaryjne obniżenie początkowej wartości keff. Należy to rozumieć jako przygotowanie odpowiedniego środka prewencji chroniącego przed możliwością wzrostu keff do wartości bliskiej 1 (w opinii autora obniżenie keff do wartości bliskiej 0,95 w końcowym stadium reakcji na sytuację kryzysową spełnia ten warunek w stopniu satysfakcjonującym).

 Wartość keff ≈ 0,9 pozwala na złagodzenie wymagań dla bilansu energetycznego plazmy (pozwala na utrzymanie znacznie mniejszego Qp) przy jednoczesnym zapewnieniu efektywnej produkcji energii z rozszczepienia pozwalającej na pokrycie strat w plaźmie i produkcję energii netto. Ponadto poprzez zmniejszenie strumienia neutronów 14MeV (w porównaniu z czystą syntezą) można skutecznie ograniczyć poziom uszkodzeń radiacyjnych.

117

 Zwiększenie poziomu mocy cieplnej do wartości z przedziału 1,5 … 3GW wymusza zastosowanie innego materiału do konstrukcji pierwszej ściany. Zaproponowanym materiałem spełniającym podstawowe wymogi jest wolfram, jednak nie jest wykluczone, iż odpowiednie do tego celu mogłyby być również inne materiały, np. stopy ze znacznym udziałem wolframu. Pomimo optymistycznych wyników dla wolframu należy zachować ostrożność oraz dystans do uzyskanych wyników, gdyż analiza została wykonana tylko dla najważniejszych z punktu widzenia pracy obszarów i nie jest wykluczone, że mogą istnieć inne okoliczności poważnie ograniczające stosowanie proponowanych rozwiązań.

 Spadek wartości keff wykazany na podstawie analizy wypalania paliwa sygnalizuje, aby w przyszłych rozważaniach uwzględnić możliwość doboru składu paliwa pozwalającego na odtwarzanie izotopów rozszczepialnych i na utrzymanie keff

w pobliżu początkowej wartości w dłuższym okresie czasu. Ponadto wyniki obliczeń przemawiają za jednoczesnym zagęszczeniem oraz skróceniem poszczególnych okresów obliczeń w celu ograniczenia błędów.

Oczywiście zarówno badania jak i model omawiany w ramach pracy posiadają obszary wymagające doskonalenia. Główne tematy, na których warto się skoncentrować to: większe uszczegółowienie modelu, zarówno w obliczeniach MCNP jak i ANSYS (zwłaszcza w obszarze kolektorów chłodziwa, a także lepszego odwzorowania warunków rzeczywistego montażu urządzenia). Ponadto można rozważyć poszukiwanie lepiej dopasowanych do oczekiwań materiałów konstrukcyjnych. Dodatkowo można bardziej szczegółowo zamodelować obszary, które w pracy potraktowane zostały powierzchownie lub wziąć pod uwagę w dalszych pracach te obszary, które nie były uwzględnione (wielkość produkcji gazów w prętach paliwowych, inne rodzaje chłodziwa (woda, para nadkrytyczna), różne składy paliwa pozwalające na odtwarzanie izotopów rozszczepialnych zmiana struktury reaktora na kanałową (np. wzorowana na reaktorach CANDU), itp. Równie ciekawym kierunkiem badań mogłoby być rozszerzenie składu transmutowanych aktynowców. Obok wymienionych powyżej interesującym tematem mogłaby być analiza aktywacji materiałów w widmie strumienia neutronów z udziałem neutronów z syntezy (ważna ze względu na ocenę zagrożeń radiacyjnych związanych z wymianą oraz utylizacją elementów reaktora).

118

Literatura

[1] Renewables in global energy supply, An IEA Fact Sheet, IEA 2007,

http://www.iea.org/publications/freepublications/publication/renewable_factsheet. pdf

[2] Annual Energy Outlook 2013 with projections to 2040, DOE/EIA, 0380 (2013), http://www.eia.gov/forecasts/aeo/pdf/0383%282013%29.pdf

[3] World Energy Outlook 2013, IEA, London, 2013

http://www.iea.org/newsroomandevents/speeches/131112_WEO2013_Presentation. pdf

[4] Energy Outlook insights 2035,

http://www.bp.com/content/dam/bp/pdf/Energy-economics/Energy-Outlook/Energy_Outlook_insights_2035.pdf

[5] BP Statistical Review of World Energy,

http://www.bp.com/liveassets/bp_internet/globalbp/globalbp_uk_english/reports_an d_publications/statistical_energy_review_2008/STAGING/local_assets/2010_down loads/statistical_review_of_world_energy_full_report_2010.pdf

[6] Analysis of Uranium Supply To 2050 IAEA, Vienna, 2001

http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1104_scr.pdf

[7] Uranium 2011 Resources, Production and Demand, A Joint Report by the OECD Nuclear Energy Agency and the International Atomic Energy Agency 2012, https://www.oecd-nea.org/ndd/pubs/2012/7059-uranium-2011.pdf

[8] Uranium 2003: Resources, production and demand – A joint report by the OECD and NEA and the IAEA, NEA No. 5291, OECD 2004

[9] NEA/OECD Spent Nuclear Fuel Assay Data for Isotopic Validation. OECD Publications, Paris, 2011

[10] Wigeland R.A. et al., Spent nuclear fuel separations and transmutation criteria for benefit to a geologic respository, WM’04 Conference, February 29 – March 4, 2004, Tucson, AZ

[11] Kessler G. Proliferation-Proof Uranium/Plutonium Fuel Cycles Safeguards and Non-Proliferation, KIT Scientific Publishing, 2011, Karlsruhe

[12] Van Rooijen W. F. G. et al., Definition of Breeding Gain for the Closed Fuel Cycle and Application to a Gas-Cooled Fast Reactor, Nuclear Science and Engineering: 157 , 185–199, 2007

[13] Lidsky L.M., Fission-Fusion Systems: Hybrid, Symbiotic and Augean, Nuclear Fusion 15, 151-173, 1975

[14] Linhart J.G., Fizyka plazmy, przekład Gagla R., Wydanie 1, WNT Warszawa, 1963 [15] Krall N.A., Trivelpiece A.W., Fizyka plazmy przekład z ang. Eryk Infeld et al.,

PWN, Warszawa, 1979

[16] Kordus A., Plazma – właściwości i zastosowania w technice, WNT, Warszawa, 1985

[17] Stacey W.M., Tutorial Principles and Rationale of the Fusion-Fission Hybrid Burner Reactor, FUNFI-2011 Workshop Fusion for Neutrons and Sub-Critical Fission Systems, Varenna, 2011

119

[18] Maniscalco J.A., et al., Recent progress in fusion-fission hybrid factor design studies, Nuclear Technology/Fusion, Vol. 1, 419-478, 1981.

[19] Horton W. et al., Tandem Mirror Experiment for Basic Fusion Science, World Journal of Nuclear Science and Technology, 4, 53-58, 2014,

http://www.scirp.org/journal/wjnst

[20] Domańska G., Praca doktorska: Zagadnienia Transportu Neutronów w Hybrydowym Reaktorze Syntezy Jądrowej, AGH Kraków, 1993

[21] Cetnar J., Praca doktorska: Optimization of Fusion Reactor Blanket for Tritium Breeding and Actinide Incineration, Uniwersytet w Tokio, 1992

[22] S. Taczanowski, Actinide incineration in fusion-fission hybrid - a model nuclear synergy, AIP Conf. Proc. 1442, 124 (2012); doi: 10.1063/1.4706859

[23] S. Taczanowski, G. Domańska, J. Cetnar (1998) Fusion-driven transmutations of nuclear waste — a misconception or an incentive for promotion of fusion energy. Fusion Engineering and Design 41: 455–460

[24] Tavassoli F., Fusion Demo Interim Structural Design Criteria (DISDC) / Appendix A: Material Design Limit Data / A3.S18E Eurofer Steel, Department of Materials for Nuclear EFDA/CSO, Garching, 2004

[25] Reith M. et al., Eurofer97 Tensile, Charpy, Creep and Structural Tests, Institut fur Materialforshung Programm Kernfusion, Forschungszentrum Karlsruhe 2003 [26] Jauch U. et al., Thermophysical properties in the system Li-Pb, KfK4144, Institut

fur Material und Festkorperforschung, Forschungszentrum Karlsruhe 1986

[27] Ahearne J., Radioactive waste: The size of the problem, Physics Today, 24-29, 1997 [28] Ojovan M.I., Lee W.E., An introduction to nuclear waste immobilization, second

edition, Elsevier 2014

[29] Lee M-J., Chungee K-S., Terry Kammash T., Terrestrial Application of

Gasdynamic Mirror Fusion, Journal of the Korean Physical Society, Vol. 44, No. 5, 1148-1152, 2004

[30] Noack K. et al., Neutronic model of a Mirror based fusion-fission hybrid for the incineration of spent nuclear fuel and with potential for power generation, http://os2010.inp.nsk.su/Contributions/Noack.pdf

[31] Orłowski P., Kotły parowe- konstrukcja i obliczenia wydanie II, WNT Warszawa 1972

[32] Ansys Commands Reference,

http://www.ansys.stuba.sk/html/com_55/chapter1/CS1-1.htm [33] ANSYS, http://www.ansys.com/Support/Documentation

[34] ANSYSS TechTips, https://www.youtube.com/user/ANSYSTechTips [35] ANSYSINC, https://www.youtube.com/user/ansysinc

[36] ANSYS Tutorial,

https://www.youtube.com/channel/UCJrkHy_HePes4uvDS_kDJCA [37] Mac S., Termodynamika, PWSZ, 1968

[38] Staniszewski B., Wymiana ciepła – podstawy teoretyczne wyd. drugie, PWN, Warszawa 1980

[39] Hobler T., Ruch ciepła i wymienniki, WNT, Warszawa 1968

[40] Kozaczka J., Przykłady obliczeniowe z podstaw termodynamiki, Taurus-K, Kraków 2005

120

[42] Jiang D. E. Carter E. A., Diffusion of interstitial hydrogen into and through bcc Fe from first principles, Physical Review B70, 064102, 2004

[43] Grabke H. J., Riecke E., Absorption and diffusion of hydrogen in steels, . Materials Technology 34(6)331, 2000

[44] Marian J., Calculation of damage, He and H production using SPECTER, LLNL-TR-416495, 2009

[45] Khripunov B.I. et al.,Effect of radiation damage on material erosion in plasma, 34th EPS Conference on Plasma Phys. Warsaw, ECA Vol.31F, O-2.003, 2007

[46] Yixue C. Yican W., Assessment of Radiation Damage to the Structural

Material of EAST Tokamak, Plasma Science & Technology, Vol.7, No.4, 2005 [47] Sahin H.M., Monte Carlo calculation of radiation damage in first wall of an

experimental hybrid reactor, Annals of Nuclear Energy 34, 861–870, 2007

[48] Zinkle S. J., Busby J. T., Structural materials for fission & fusion energy, Materials Today 2009 vol. 12 no. 11

[49] Sullivan G.P. et al., Operations & Maintenance Best Practices, a Guide to Achieving

Operational Efficiency: Release 3.0, US Department of Energy, 2010, http://www1.eere.energy.gov/femp/pdfs/omguide_complete.pdf

[50] Lassner E., Schubert W.-D., Tungsten - Properties, chemistry, technology of element, alloys and chemical compounds, Kluwer Academic, New York, 1999 [51] Ioana-R. Cristescu, T. Busigin, L. Dörr, D. Murdoch - ITER Dynamic Tritium

Inventory Modeling Code, Fusion Science and Technology 48, 343-349 (2005). [52] Tucek K., Carlsson J., Wider H., Comparison of sodium and lead-cooled fast

reactors regarding severe safety and economicalissues,13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, China, May 16-20, 2005

[53] Wojcik G., Taczanowski S., Safety as a start point for further investigations of fusion hybrids, Nukleonika 2012 vol. 57 no. 4

121

Wykaz tabel

Lp. ^Nr

tabeli Tytuł tabeli Strona

1 1.1

Czas eksploatacji paliwa jądrowego według różnych scenariuszy wykorzystania zasobów paliwa jądrowego dla technologii reaktorów rozszczepieniowych [8].

2 1.2

Charakterystyka wybranych izotopów (opracowanie własne na podstawie JANIS JEFF 3.1.1;

sf oznacza spontaniczne rozszczepienie).

12 3 2.1 Początkowy skład paliwa w poszczególnych strefach paliwowych. 35 4 2.2 Przykładowa specyfikacja chemicznej kompozycji odmian euroferu

[25]. ³⁷

5 2.3 Skład izotopowy proponowanych materiałów konstrukcyjnych. 40-41

6 2.4 Wybrane parametry źródła neutronów 14MeV. 46

7 2.5 ^{Zestawienie wybranych zalet oraz wad dla proponowanych}sposobów montażu reaktora. ⁴⁷ 8 3.1 Najważniejsze czynniki wpływające na czas oraz dokładność

obliczeń transportu neutronów. ⁵¹

9 3.2 Najważniejsze czynniki wpływające na czas oraz dokładność

obliczeń transportu ciepła i masy. ⁵¹

10 3.3

Zestawienie uszkodzeń radiacyjnych dla wybranych materiałów konstrukcyjnych w wybranych lokalizacjach cechujących się najwyższym poziomem uszkodzeń przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

11 3.4

Wstępnie dobrany początkowy skład paliwa w centralnej części prętów poszczególnych stref części rozszczepieniowej (masy podane dla długości części centralnej wynoszącej 500cm).

12 3.5

Wstępnie dobrany skład paliwa w końcowych odcinkach prętów poszczególnych stref części rozszczepieniowej (masy podane dla skrajnych odcinków prętów o długości 150cm).

13 3.6

Zmodyfikowany skład paliwa w końcowych odcinkach prętów poszczególnych stref części rozszczepieniowej (masy podane dla skrajnych odcinków prętów o długości 150cm).

14 3.7

Przyjęty skład paliwa w centralnej części prętów poszczególnych stref części rozszczepieniowej (pierwsza ściana z wolframu masy podane dla długości części centralnej wynoszącej 500cm).

122 15 3.8

Wstępnie dobrany skład paliwa w końcowych odcinkach prętów poszczególnych stref części rozszczepieniowej (pierwsza ściana z wolframu masy podane dla skrajnych odcinków prętów o długości 150cm).

16 3.10 Początkowy skład eutektyki (TBR ≈ 1,5). 81

17 3.11 Zmodyfikowany skład eutektyki (TBR ≈ 1,05). 81 18 3.12

Wyznaczone średnie wartości temperatur oraz różnic temperatur w wybranych obszarach reaktora przy zakładanej mocy cieplnej 3GW i prędkości przepływu chłodziwa 1m/s.

19 3.13

Wyznaczone średnie wartości temperatur oraz różnic temperatur w wybranych obszarach reaktora przy zakładanej mocy cieplnej 3GW i prędkości przepływu chłodziwa 2m/s.

92 20 5.1 Masa wybranych izotopów w czasie wypalania (wartości podane w [g]

dotyczą obszarów 0 … 150cm od końca prętów pierwszej strefy). ¹⁰⁶ 21 5.2 Względna ilość wybranych izotopów w czasie wypalania w odniesieniu

do ich początkowej masy. ¹⁰⁷

22 5.3

Czas połowicznego zaniku w reaktore oraz czas połowicznego zaniku będący skutkiem naturalnych przemian jądrowych dla wybranych izotopów.

110

23 5.4

Czas połowicznego zaniku w reaktore będący skutkiem wypalania oraz czas połowicznego zaniku będący skutkiem naturalnych przemian jądrowych dla wybranych izotopów.

123

Wykaz rysunków

Lp. ^Nr

rysunku Tytuł rysunku Strona

1 1.1 Udział poszczególnych źródeł i surowców energetycznych w

bilansie światowym [1]. ²

2 1.2 Rozmieszczenie oraz wielkość udokumentowanych światowych

zasobów ropy naftowej [5]. ²

3 1.3 Udział wybranych izotopów w generowaniu ciepła

powyłączeniowego [9]. ⁶

4 1.4

Udział wybranych izotopów w generowaniu ciepła powyłączeniowego w paliwie przy poziomie wypalenia 50GWd/MTIHM [10].

8 5 1.5 Zestawienie wybranych przekrojów czynnych dla 241Am (JANIS

JEFF 3.1.1). ¹³

6 1.6 Ścieżka przemian jądrowych dla 238Pu (JANIS JEFF 3.1.1). 14 7 2.1 Przykładowa koncepcja urządzenia hybrydowego typu „Mirror”

[19]. ²⁴

8 2.2 Uproszczony widok podłużnego przekroju modelu reaktora

hybrydowego typu „Mirror” (wymiary podane w [cm]). ²⁵ 9 2.3 ^{Uproszczony widok poprzecznego przekroju modelu reaktora}

hybrydowego typu „Mirror” (wymiary podane w [cm]). ²⁷ 10 2.4

Widok poprzecznego przekroju reaktora hybrydowego:

a) poszczególnych stref paliwowych (po lewej) oraz b) przekroju pręta paliwowego (po prawej).

28 11 2.5 ^{Widok modelu zbiornika reaktora hybrydowego przygotowanego}

do symulacji pakietem ANSYS. ³¹

12 2.6 Gęstość oraz lepkość LLE w funkcji temperatury (opracowanie

własne na bazie [26]). ⁴³

13 2.7 Ciepło właściwe oraz przewodność cieplna LLE w funkcji

temperatury (opracowanie własne na bazie [26]). ⁴³ 14 2.8 Rozkład strumienia neutronów 14MeV w źródle przy nominalnej

mocy cieplnej 3GW. ⁴⁶

15 3.1 Rozkład strumienia neutronów 14MeV na powierzchni pierwszej

ściany oraz w źródle przy nominalnej mocy cieplnej 3GW. ⁵⁴

16 3.2

Uśrednione widmo neutronów w wybranych strefach obszaru paliwa oraz na powierzchni pierwszej ściany otrzymane przed dokonaniem zmiany składu paliwa przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

17 3.3

Uśrednione widmo neutronów w wybranych strefach obszaru paliwa oraz na powierzchni pierwszej ściany otrzymane po korekcie składu paliwa przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

124 18 3.4

Uśrednione widmo neutronów w skrajnych (końcowych) odcinkach

prętów poszczególnych stref obszaru paliwa oraz na powierzchni pierwszej ściany przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

19 3.5

Uśrednione widmo neutronów w ¼ długości prętów poszczególnych stref obszaru paliwa oraz na powierzchni pierwszej ściany przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

20 3.6

Uśrednione widmo neutronów w połowie długości prętów poszczególnych stref obszaru paliwa oraz na powierzchni pierwszej ściany przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

21 3.7

Przekroje czynne na produkcję izotopów helu podczas reakcji neutronu z jądrem atomowym dla 56Fe będącego jednym z głównych składników stopów stali (JANIS JEFF 3.1.1).

62 22 3.8 Uśredniony radialny rozkład mocy na jednostkę długości pręta przy

nominalnej mocy cieplnej 3GW. ⁶⁶

23 3.9