Az atomreaktor ő ű · 2019. 12. 1. · Az atomreaktor • Az atomreaktorban nagy mennyiség ű...

A jövő atomreaktorai, transzmutáció Yamaji Bogdán

Nukleáris Technikai IntézetBudapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem

Szkeptikus Klub, 2019. november 26.

Szkeptikus Klub Yamaji Bogdán, BME NTI 2

Maghasadás• Egy U-235

maghasadási

reakcióban

kb. 200 MeV =

3,2×10-11 J energia

szabadul fel.

– Fúzió: kb.

20 MeV/reakció

– Kémiai reakciók:

2-3 eV/reakció

http://xkcd.com/1162/


Az atomreaktor• Az atomreaktorban nagy

mennyiségű hasadóanyag

felhasználásával szabályozott

láncreakciót valósítunk meg.

• A gyors hasadási neutronok

lelassításához kell a

moderátor.

• A felszabaduló energiát a

hűtőközeg segítségével

vezetjük el a reaktorból.

• A neutronok számának (ezzel

a teljesítmény) szabályozására

szolgálnak a szabályozó

rudak.


kondenzátor

reaktortartály

fűtőelemkötegek

gőzfejlesztő

generátorturbinatérfogatkompenzátor frissgőz

betonvédelem(konténment)

tápvíz

tápvízszivattyú hűtővízfő keringető szivattyú

sz. rudak hajtása

szabályozórudak

előmelegítő

AtomerőműNyomottvizes reaktorral


Atomerőmű generációk


4. generációs reaktorkoncepciók


4. generációs reaktorkoncepciókA kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány:• Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR – Supercritical-Water-Cooled

Reactor): magas nyomású és magas hőmérsékletű, vízhűtésű reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel

• Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactor): grafit moderátoros, héliumhűtésű reaktor nyitott üzemanyagciklussal

• Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor): héliumhűtésű gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal

• Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor): gyorsneutronspektrumú, nátriumhűtésű reaktor és zárt üzemanyagciklus, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis urán hasadóanyaggá alakítására

• Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom-bizmut eutektikum folyékonyfém-hűtésű reaktor és zárt üzemanyagciklus, a fertilis urán hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére

• Sóolvadékos reaktor (MSR – Molten Salt Reactor): folyékony üzemanyag kering a reaktorban, hasadóanyag sóolvadék keverékben feloldva, cél a hasadási termékek, aktinidák (radioaktív hulladék) kiégetése, a tórium alkalmazása magas hatásfokú villamosenergia-termelés mellett.


Aircraft Nuclear Propulsion program (1946-61)

• Aircraft Reactor Experiment (2,5 MWth)

• Aircraft Reactor Test („Fireball”, 60 MWth)– NaF-ZrF4-UF4

Sóolvadékos reaktor történet

Full-Scale ART Model

Full-Scale ART Model

ART Building


„There were two people at the [Manhattan Project] metallurgical laboratory, Harold Urey, the isotope chemist, and Eugene Wigner, the designer of Hanford, both Nobel Prize winners who always argued that we ought to investigate whether chain reactors, engineering devices that produced energy from the chain reaction, ought to be basically mechanical engineering devices or chemical engineering devices. And Wigner and Urey insisted that we ought to be looking at chemical devices – that means devices in which the fuel elements were replaced by liquids.”

The Proto-History of the Molten Salt SystemAlvin M. Weinberg, Former Director, Oak Ridge National Laboratory

February 28, 1997


Molten Salt Reactor Experiment (1965-1969)

• 10 MW (8 MW)

• 70,7% 7LiF - 16% BeF2-13% ThF4 - 0,3% UF4 (mol%)

• 93% U-235

• Belépő hőmérséklet: 635 °C

• Kilépő hőmérséklet: 663 °C

A sóolvadékos reaktor

reaktortartályszivattyú

hőcserélő


Molten Salt Breeder Reactor• 2250 MWth, 1000 MWe

• 71,7% 7LiF - 16% BeF2 - 3% ThF4 - 0,3% UF4 (mol%)

• tenyésztési tényező: 1,065

„Hagyományos” vs. sóolvadékos

HeatExchanger

Reactor

GraphiteModerator

SecondarySalt Pump

Off-gasSystem

PrimarySalt Pump

PurifiedSalt

ChemicalProcessing

Plant

Turbo-Generator

FreezePlug

Critically Safe, Passively Cooled Dump Tanks(Emergency Cooling and Shutdown)

Steam Generator

NaBF _NaFCoolant Salt

4

72LiF _Th

Fuel Salt

_BeF F _UF4 4

566 Co

704 Co

454 Co

621 Co

538 Co

Szilárd ÜA, víz hűtés, magas nyomás

p: ~130 bar, Tmax: ~330°CFolyékony ÜA, egyben hűtőközeg,

alacsony nyomás, magas hőmérséklet

p: ~1 bar, Tmax: akár 700-800°C


„Hagyományos” vs. sóolvadékos

• Üzemanyag összetétele akár üzem közben változtatható →radioaktív hulladék kiégetése (transzmutáció), tórium hasznosításra

• Magas hőmérséklet → magas erőművi hatásfok, de alkalmas lehet hidrogén termelésére, folyamathő hasznosításra

• Jó neutron-hasznosítás: alkalmazható aktinida égetésre (transzmutációra) vagy hasadóanyag-tenyésztésre

• Nem kell üzemanyagot szerelni

• Nincs zónaolvadás

• Folyamatos üzemanyag betöltés és csere

• Sóolvadékok alacsony nyomáson tarthatók

• Sóolvadékok nem reagálnak hevesen vízzel


Magas nyomás Légköri Légköriátlátszó nem átlátszó átlátszó

forráspont: - 883ºC > 1200ºCInert hevesen reagál enyhén reaktív

Hélium Nátrium Sóolvadék

Sóolvadék: príma hőszállító közeg Koncentrált napenergia

Na-K/NO3

Hot Tank = 585°C**

Cold Tank = 290°C;

www.energy.gov/sites/prod/files/2017/02/f34/Gen3%20Workshop_Liquid%20Overview_Vidal.pdf CRESCENT DUNES PROJECT OVERVIEWAndrew Wang, Director of Development, April 24, 2014


Koncentrált napenergia

Applying Molten Salt from CPS to Baseload Heat Availability – CPS Technology overview

Lummus Consultants


Sóolvadékos reaktor kutatásokMOSART - MOlten Salt Advanced Reactor Transmuter,2001-2004

• Homogén egyrégiós zóna– könnyűvizes reaktorokban termelt transzuránok

(TRU) transzmutációja

• Névleges paraméterek:

– 2400 MWth, 1000 MWe

– 10 000 kg/s

– Tbe: 600 °C

– Tki: 715 °C

– Primer üzemanyag-hűtőközeg: (58NaF-15LiF-27BeF2)+1,1AnF3

• Háttér:– Orosz (szovjet) MSR fejlesztések 1976-tól

• Célok: Th hasznosítás; tenyésztés, TRU transzmutáció, stb.

• Főbb kutatási területek: – kritikussági elemzések, reaktivitás-együtthatók meghatározása,

hatáskeresztmetszet-előállítás

– Reaktorkinetikai elemzések

– Tranziens elemzések: ULOF, ULOHS, UTOP, stb.

– TRUF3+AnF3 oldhatóság, kémiai, fizikai jellemzők, stb16

FIG. 1.4.1. MOSART core (option 1)

Fuel salt outlet

Lead

Reflector

Reflector

Shielding

Fuel salt inlet

window

Vessel

Fuel salt

inlet

Shielding

Distribution plate

Support ring

Reflector

cooling

Fuel salt drain

line 0

1000mm

Fuel salt level

Gas line

Shielding

Szkeptikus Klub Yamaji Bogdán, BME NTI

EVOL - Evaluation and Viability Of Liquid fuel fast reactor: MSFR - Molten Salt Fast Reactor,EU FP7, 2010-13

– Homogén hengeres zóna, 16 hurok– Szivattyúk, hőcserélők– Tenyészköpeny, axiális reflektorok, stb.– Tenyésztés, Th hasznosítás, transzmutáció

• Tbe: 650°C• Tki: 750°C• 3000 MWth• LiF-22,5% (Act)F4 ,

olvadáspont: 565 °C

17Szkeptikus Klub

Sóolvadékos reaktor kutatások

B. Yamaji et al: Thermal-hydraulic analyses and experimental modelling of MSFR, Annals of Nuclear Energy 64 (2014) 457–471, doi: 10.1016/j.anucene.2013.09.011B. Yamaji, A. Aszódi: Experimental modelling of a molten salt reactor concept, ICONE 21, July 29-August 2, 2013, Chengdu, China, ICONE21-16783B. Yamaji, A. Aszódi: Experimental investigation of the MSFR molten salt reactor concept, Kerntechnik: Vol. 79, No. 5, pp. 408-416., 2014, doi: 10.3139/124.110463B. Yamaji, A. Aszódi: Experimental modelling and numerical analysis of a molten salt fast reactor, PHYSOR 2014, 1106911, Sep 28 – Oct 3, 2014, Kyoto, JapanB. Yamaji, A. Aszódi: Uncertainty analysis and flow measurements in an experimental mock-up of a molten salt reactor concept, Kerntechnik: Vol. 81, No. 4, pp. 452-464., 2016, doi: 10.3139/124.110715Allibert et al., Yamaji et al.: Recommendations for an MSFR demonstrator pre-conceptual design, Evaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor System EVOL, Deliverable D2.9, 01/17/2014Allibert M., Aszodi A., et al, Szieberth M., Yamaji B.: Design components for MSFR, Evaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor System EVOL, Deliverable D2.7, 02/23/2013Brovchenko et al., Yamaji et al.: Optimization of the pre-conceptual design of the MSFR, Evaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor System EVOL, Deliverable D2.2, 09/24/2013D. Heurer et al.: Towards the thorium fuel cycle with molten salt fast reactors, Annals of Nuclear Energy 64 (2014) 421-429

Yamaji Bogdán, BME NTI


SAMOFAR: Safety Assessment of theMOlten salt FAst Reactor

2015-19 Horizon2020

http://samofar.eu

18Szkeptikus Klub Yamaji Bogdán, BME NTI

USA - FHR: Fluorid hűtőközegű magashőmérsékletű reaktor

• PB-FHR

– Kavicságyas reaktor

– Fluorid alapú hűtőközeg

– 236 MWth• Tin: 600 °C, Tout: 700 °C

– USDOE Integrated Research Projects

19Szkeptikus Klub


Yamaji Bogdán, BME NTI


Kína - TMSR

• Tórium hasznosítás– Hidrogéntermelés

– SMR• TMSR-LF: folyékony ÜA (MSR)

• TMSR-SF: szilárd ÜA (PBR)



SMR-ek• kis és moduláris,• kis és közepes atomreaktorok

Villamosenergia-termelés• kis hálózatok• távoli területek

Kapcsolt termelés• távhő• tengervíz sótlanítása• hidrogéntermelés


Kihívások• Nagyon korrozív!• A komponensek és a keletkező anyagok (hasadási

termékek, aktinidák) oldhatósága eltérő• Viszonylag magas olvadáspont (ami ráadásul

összetételfüggő)• A primerkör elemeinek sugárterhelése jelentős• Komplex reaktorfizika, az aktív zónán kívül is!

– Hol van a zóna határa?– Későneutron anyamagok a zónán kívül– Zónába visszatérő későneutron anyamagok– Az üzemanyag áramlásának hatása a reaktorfizikai

jellemzőkre

• Non-proliferáció22Szkeptikus Klub Yamaji Bogdán, BME NTI

Kihívások

Anyagtudományi kérdések

• Grafit– moderátor

– Csere szükséges 4-10 évente, hosszabb élettartam kutatás-fejlesztést igényel

• Szekunder sóolvadékok– „Kellemesebb” környezet (sugárterhelés, nincsenek

hasadási termékek és aktinidák, alacsonyabb hőmérséklet)

– NaBF4-NaF

– Szekunderköri berendezések korrózióállósága megoldandó


Kihívások

Anyagtudományi kérdésekAktinidák és lantanidák oldhatósága a fluorid alapú sóolvadékokban, aktinidák kezelése magas koncentráció esetén

• A sóolvadék(ok) kémiai, fizikai jellemzőinek hosszútávú alakulása üzem során, valamint a hulladékelhelyezéskor

• Kompatibilitás friss üzemanyaggal, részlegesen kiégett üzemanyaggal, magas hőmérsékleten

• Kémiai feldolgozás, izotóp-elválasztás, reprocesszálás –ipari léptékű eljárásokat ki kell dolgozni, a meglévő módszereket egyszerűsíteni szükséges


KihívásokAnyagtudományi kérdések• Üzemanyag-fejlesztés• Magfizikai, neutronfizikai adatok• A szerkezeti anyagok éllettartamának

meghatározása, megbízhatóságuk növelése: korróziós és ridegedési folyamatok széleskörű feltárása

• Trícium kezelés és monitorozás• Kémiai kezelő és monitorozó eljárások, rendszerek

kidolgozása, • Grafittal kapcsolatos kérdések, antagfejlesztésRészletes műszaki tervek


KihívásokSzerkezeti ötvözetek• INOR-8

– Erős, stabil, korrózióálló, hegeszthető– grafittal kompatibilis– Nátriummentes sókkal kompatibilis 815 °C-ig– Nátriumtartalmú sókkal kompatibilis 700 °C alatt

• Hastelloy N– Fluorid alapú sókhoz fejlesztve

– 800 °C alatt korrózióálló, de további vizsgálatok szükségesek a hosszútávú viselkedés ismeretéhez

• Nikkeltartalmú ötvözetek– Héliumridegedés besugárzás hatására


KihívásokNukleáris biztonság• Részletes és átfogó biztonsági elemzésekre és elemzési

eszközökre van szükség (üzemelő atomerőművekhez hasonlóan)

Üzemanyagciklus elemzések• Konverziós faktor (tenyésztési tényező): laboratóriumi

körülmények között vizsgálva csak; jelentős mennyiségű hulladék

• Meglévő (laboratóriumi) eljárások ipari kidolgozása, egyszerűsítése szükséges

• Hulladékkezelés• Proliferáció-állóság bizonyítása, biztosítása


Termikus rektorral szerelt atomerőműveket tartalmazó rendszer nyílt üzemanyagciklussal

1. és 2. generációs atomerőművekLegfontosabb hulladékok:- Bányászati, ércdúsítási hulladékok (módszertől függő jelleggel)

- Izotópdúsítási hulladékok

- Atomerőművi hulladékok: kis-, közepes- és nagyaktivitású radioaktív hulladékok, utóbbiba beleértve a kiégett üzemanyagot

Atomenergia-rendszerek


Termikus reaktorral szerelt atomerőműveket tartalmazó rendszer zárt üzemanyagciklussal

1. és többségében 2. generációs atomerőművekLegfontosabb hulladékok:- Bányászati, ércdúsítási hulladékok (módszertől függő jelleggel)

- Izotópdúsítási hulladékok (kevesebb, mint az előző rendszernél)

- Atomerőművi hulladékok: kis-, közepes- és nagyaktivitású radioaktív hulladékok;

A kiégett üzemanyag nem hulladék, hanem melléktermék!



Transzmutáció

Problémák:• Igen nagy radiotoxicitás

• Igen hosszú bomlási idő (105-107 év is lehet)A kiégett üzemanyag radiotoxicitásának időbeli alakulása nyitott

üzemanyagciklus esetében

1,E-03

1,E-02

1,E-01

1,E+00

1,E+01

1,E+02

1,E+03

1,E+04

1,E+05

1,E+06

1,E+07

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

Idő (év)

Rel

atív

rad

ioto

xici

tás

Összes

Pu-238

Pu-239

Pu-241

Has. term.


Transzmutáció

• Radiotoxicitás DCF:

Dóziskonverziós

faktor

• Relatív radiotoxicitás

• Maradék kockázat

∑=Θi

iiD (t)DCFA(t)

)(

)()(

,

,t

tt

UD

DDrel Θ

Θ=Θ

[ ]dtttK

T

t

UDDm )()( ,∫ Θ−Θ=


Transzmutáció

“Tiszta” atomenergia

0,01

0,1

1

10

100

1000

10000

100000

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

Idő (év)

Rel

atív

rad

ioto

xici

tás

Szükséges tárolási idő


TranszmutációEz az atomenergia-hasznosítás egyik kulcsproblémájává vált, ami az atomenergetika jövőjét egyedül is eldöntheti.

Lakossági ellenérzés fő oka: a lebomláshoz szükséges időtartam (∼1 millió év) nem emberi léptéke, ami minden jövőre vonatkozó előrejelzést vitathatóvá tesz.E problémát oldhatja meg új megközelítéssel az

ELVÁLASZTÁS+

TRANSZMUTÁCIÓ(Partitioning and Transmutation: P&T)


Transzmutáció

Hasadási termékek és/vagy másodlagos aktinidákneutronokkal történő átalakítása rövid felezési idejű vagy stabil izotópokká.

Hasadási termékek transzmutációjaEz a kisebb probléma

Hatékonyan termikus neutronokkal lehet (n,γ) reakcióval

Pl.: 99Tc(n,γ)100Tc 99Tc felezési ideje: 2,1×105 év ↔ 100Tc felezési ideje 15,8 s

129I(n,γ)130I129I felezési ideje: 1,57×107 év ↔ 130I felezési ideje 12,36 óra


Transzmutáció

Hasadási termékek transzmutációjaEz a kisebb probléma

Hatékonyan termikus neutronokkal lehet (n,γ) reakcióval

Pl.: 99Tc(n,γ)100Tc 99Tc felezési ideje: 2,1×105 év ↔ 100Tc felezési ideje 15,8 s

129I(n,γ)130I129I felezési ideje: 1,57×107 év ↔ 130I felezési ideje 12,36 óra

Nagy neutronfluxus szükséges


Transzmutáció


forrás: Csom, Fehér, Szieberth, BME NTI

Transzmutáció

Aktinidák transzmutációjaNagy neutronenergiáknál minden aktinida hasadóképes

Neutronenergia növekedésével nő a σf/σc arány

⇓

Hatékony transzmutáció gyors neutronokkal lehetséges, minél keményebb a neutronspektrum, annál hatékonyabb az átalakulás (gyorsreaktor)

Nagy fluxusra van szükség

Megoldható:Atomreaktorban (termikus és gyorsreaktorban)

Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerben

4. generációs reaktorokat tartalmazó atomenergia-rendszerek


Transzmutáció



Transzmutáció

237Np hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszete



Szimbiotikus atomenergia-rendszer (zárt üzemanyagciklussal)

3. és 4. generációs atomerőművekLegfontosabb hulladékok:

- Bányászati, ércdúsítási hulladékok (módszertől függő jelleggel): nagyon kevés vagy nulla

- Atomerőművi hulladékok: kis-, közepes- és nagyaktivitású radioaktív hulladékok;Nincs izotópdúsítási hulladék (szegényített urán)! A kiégett üzemanyag nem hulladék, hanem

melléktermék!



KoNET - LFR, MSR, GFR, SCWR Dr. Yamaji Bogdán, BME NTI 41

Gyorsreaktorok jelentősége• Konverzió (átalakítás):

– fertilis izotópok: 238U, 240Pu, 232Th, 234U

átalakítása

– Neutronbefogással: (n,γ) reakcióval

– hasadóképes izotópokká: 239Pu, 241Pu, 233U, 235U

• Két gyakorlatilag fontos konverziós lánc: – urán – plutónium lánc:

238U - 239Pu

– tórium – urán lánc:232Th - 233U

• ! Másodlagos aktinidákfelépülése: Np, Am, Cm

felhasználva: Dr. Szieberth Máté: Mitől gyors egy gyorsreaktor? - Az üzemanyagciklus zárása és a gyorsreaktorok, Magyar Tudomány Ünnepe, 2017. nov. 20.


Gyorsreaktorok jelentősége

Konverziós tényező, tenyésztési tényező, tenyésztési nyereség

FD

FP

anyag shasadóképeott elfogyaszt

anyag shasadóképetermelt CR ==

1FD

FP

anyag shasadóképeott elfogyaszt

anyag shasadóképetermelt BR >==

1−= BRG

FD

FG

FD

FBOCFEOCG =−=

CR: konverziós arány; BR: tenyésztési arány; F: hasadóképes anyag; P: termelés; D: fogyás; G: tenyésztési haszon; BOC: kampány eleje; EOC: kampány vége

CR: conversion ratio; BR: breeding ratio; F: fissile material; P: produced; D: destroyed; G: breeding Gain; BOC: beginning of cycle; EOC: end of cycle




Hasadási neutronhozam

Hasadóizotóp

Hasadást kiváltó neutronok energiája

E=0,025 eV E=1 MeV E=2 MeV233U 2,48 2,55 2,68235U 2,43 2,50 2,65239Pu 2,87 3,03 3,18




Hasadási neutronhozam• 1 neutron hasadóanyagban történő befogása szükséges a láncreakció

folytatásához.

• L neutron vész el parazita befogás vagy a reaktorból történő kiszökés miatt.

• Következésképpen: η - (1 + L) neutron fogódik be fertilis anyagban.

• A szaporítás feltétele: η - (1 + L) >1, azaz: η > 2 + L

• A szaporítási tényező: BR = η - (1 + L)

• Kiszökő neutronok hasznosítása: tenyészköpeny




Üzemanyag-tenyésztés• U-Pu ciklusban gyorsneutron-spektrumban hatékony




Neutronspektrum


Lehtséges hűtőközegek:

• Követelmények:– minimális moderálás

– jó hőelvonási képesség (a tipikus LMFR teljesítménysűrűsége 4-szer nagyobb az átlagos LWR-énél)

– minimális parazita neutronbefogás

• Kizárva: víz, organikus folyadékok

• Szóba jöhetnek: folyékony fémek vagy gázok– nátrium

– ólom, ólom-bizmut eutektikum

– gáz: hélium

– Sóolvadék, megfelelő összetétellel

Hulladék-recirkulációs szimbiotikus atomenergia-rendszer zárt üzemanyagciklussal

3. és 4. generációs atomerőművek (hosszú távon főleg 4. generációsok)

Legfontosabb hulladékok:- Bányászati, ércdúsítási hulladékok (módszertől függő jelleggel): nagyon kevés vagy nulla.

- Atomerőművi hulladékok. Kis-, közepes- és nagyaktivitású radioaktív hulladékok

De: kevesebb és gyorsabban lebomló nagyaktivitású hulladék! Nincs izotópdúsítási hulladék (szegényített urán)!



Transzmutáció

Eredmény: • az elhelyezendő nagyaktivitású hulladékok aktivitásának,

radiotoxicitásának csökkenése

• lebomlási idő csökkenése 3-4 nagyságrenddel

• tárolás könnyebbé, tervezhetőbbé válik

• a probléma a lakosság számára is meggyőzően megoldottá válik.

⇓

Az atomerőművi kapacitások növelése a 4. generációs atomerőművek rendszerbe állítása eredményeként a nagyaktivitású radioaktív hulladékok mennyiségének csökkenésére vezet

Szükséges: 4. generációs atomerőművek kifejlesztésére

Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek kifejlesztése


TranszmutációGyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer (ADS) példa:

MYRRHA

• szubkritikus neutronsokszorozó rendszer (keff <1), • külső neutronforrás: protongyorsítóval hajtott spallációs forrás,• nagyenergiás (~ 1GeV) protonok csapódnak a spallációs céltárgyba• nehéz (nagy Z: Pb, Pb-Bi, W, Ta, U) céltárgyból nagy számú gyors neutron lép ki• a szubkritikus zónában magátalakítás és energia-termelés• fő célok: transzmutáció, nagyintenzitású neutronforrás

The Belgian MYRRHA ADS Project: Recent Developments and Future Perspectives; Didier De Bruyn, Hamid Aït Abderrahim, Peter Baeten & Jarne Verpoorten SCK•CEN, Mol, Belgium; Pitesti, May 24 th , 2017


TranszmutációMYRRHA

The Belgian MYRRHA ADS Project: Recent Developments and Future Perspectives; Didier De Bruyn, Hamid Aït Abderrahim, Peter Baeten & Jarne Verpoorten SCK•CEN, Mol, Belgium; Pitesti, May 24 th , 2017


https://myrrha.be/en/about/


Köszönöm a figyelmet!

Az atomreaktor ő ű · 2019. 12. 1. · Az atomreaktor • Az atomreaktorban nagy mennyiség ű...

Documents

Transcript of Az atomreaktor ő ű · 2019. 12. 1. · Az atomreaktor • Az atomreaktorban nagy mennyiség ű...