Acceleratori e Reattori Nucleari a.a.2011/2012bamboo.pv.infn.it/maccacc/Reattori/Borio/Lezione 1 - Introduzione agli Impianti...LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) – Superphenix,

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Introduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti NucleariIntroduzione agli Impianti Nucleari

1

Andrea Borio di Tigliole

[email protected] - 0382.987300 / 7301Dipartimento di Fisica Nucleare e Teorica e Laboratorio Energia Nucleare Applicata

Università degli Studi di Pavia

� 1.7 Miliardi di anni fa

� Almeno 17 reattori naturali

� 1 Milione di anni di funzionamento

Il primo Reattore Nucleare

Principi di FunzionamentoPrincipi di FunzionamentoPrincipi di FunzionamentoPrincipi di Funzionamento

2

� 1 Milione di anni di funzionamento

intermittente

� Consumo di circa 6 ton di U-235 (U al 3.7%-

wt di U-235)

� ~ 100 TWh(th) prodotti (~ 4 anni di produzione di un impianto nucleare da 1000 MWe)

A. Borio A. Borio A. Borio A. Borio ---- DFNT/LENA DFNT/LENA DFNT/LENA DFNT/LENA –––– aaaaaaaa. 2011/2012. 2011/2012. 2011/2012. 2011/2012

� Nel 1932 James Chadwick scoprì il neutrone e, nel 1934, Enrico Fermi e i “ragazzi di

via Panisperna” (D'Agostino, Segrè, Amaldi, Rasetti) sperimentarono le prime reazioni

nucleari indotte dal bombardamento di uranio con dei neutroni lenti


3A. Borio A. Borio A. Borio A. Borio ---- DFNT/LENA DFNT/LENA DFNT/LENA DFNT/LENA –––– aaaaaaaa. 2011/2012. 2011/2012. 2011/2012. 2011/2012

� Nel 1938 Otto Hahn, Fritz Strassmans e Lise Meitner sperimentarono e spiegarono la

reazione di fissione nucleare dell’uranio



� La “Chicago Pile-1”: Il 2 dicembre 1942 alle ore 15:25, sotto le tribune del campo sportivo

dell’Università di Chicago (Illinois), Enrico Fermi realizzò la prima reazione di fissione

nucleare a catena auto-sostenuta (0.5 W per 28 min), ossia il primo reattore nucleare a

fissione (350 t di grafite + 36.5 t di UO2 + 5.64 t di Unat metallico)



EBR 1: il primo Impianto Elettronucleare


� Nel 1951, ad Arco nell’Idaho (USA), entrò in funzione il primo reattore nucleare per uso civile che

alimentò quattro lampadine da 200 Watt ciascuna installate a 15 km di distanza dall’impianto. Era un

reattore veloce a sodio liquido che utilizzava come combustibile Pu-239


Schema di un Impianto Nucleare di Potenza



Energia di Legame per Nucleone



Prompt Energy (MeV) 187

Fission Products kinetic energy 167

Fission Neutrons kinetic energy 5

Fission γ-ray energy 5

Energia rilasciata per singola fissione di U-235


9

Fission γ-ray energy 5

Capture γ-ray energy 10

Delayed Energy (MeV) 23

Fission Product β-decay energy 7

Fission Product γ-decay energy 6

Neutrinos 10

TOTAL (MeV) 210


Sezione d’Urto di reazione

� Quando un dato materiale è esposto ad un fascio di neutroni, il rateo al quale le

diverse interazioni particella-nucleo atomico avvengono dipende essenzialmente da:

� numero e velocità dei neutroni del fascio incidente

� numero e natura dei nuclei bersaglio


10

� numero e natura dei nuclei bersaglio

� tipologia dell’interazione considerata

� Per descrivere in modo quantitativo tale interazione si può introdurre una grandezza

denominata Sezione d’Urto microscopica di reazione (σ) che misura la probabilità di

accadimento di una specifica reazione neutrone-nucleo atomico



� Se consideriamo un fascio di neutroni che incide ortogonalmente sulla superficie di

una targhetta bersaglio (di spessore sottile) possiamo scrivere la seguente relazione

σδ ⋅⋅⋅⋅== − xANIsreazioneditassoR )( 1


11

dove:

I = Intensità del fascio di neutroni (cm-2 · s-1)

N = Densità dei nuclei bersaglio (nuclei · cm-3)

A = Area della targhetta bersaglio (cm2 )

δx = Spessore lineare della targhetta bersaglio (cm)

σ = Sezione d’Urto microscopica (cm2 · nuclei-1)

σδ ⋅⋅⋅⋅== − xANIsreazioneditassoR )( 1



� Dalla relazione precedente deriva

σδ ⋅⋅=⋅⋅⋅

=⋅

xNneutroni

scm

scm

reazioni

AI

R)(

2

2


12

� Il termine di sinistra rappresenta il numero di reazioni per neutrone incidente,

pertanto σ può essere intesa come l’area efficace che ogni singolo nucleo bersaglio

rende disponibile per la reazione

� La Sezione d’Urto microscopica di reazione dipende dal nucleo bersaglio ma anche

dall’energia del neutrone incidente



� Si definisce Sezione d’Urto macroscopica (Σ)

)( 1−=⋅=Σ cmN σ


13

� La Sezione d’Urto macroscopica ha le dimensioni dell'inverso di una lunghezza

(chiamata cammino libero medio di interazione) e rappresenta la probabilità per

unita di lunghezza che un neutrone subisca un'interazione attraversando un dato

materiale



� Ogni reazione è caratterizzata da una propria Sezione d‘Urto. La somma delle

sezioni d'urto di tutti i processi e nota come Sezione d‘Urto Totale (σt)


14

� Nello stesso modo si definisce una Sezione d‘Urto totale di Assorbimento (σa)

� e una Sezione d‘Urto totale di Scattering (σs)


)()( tnkCtn e ⋅=+ ∞

EquilibrioallNeutronicoCicloCe '=

La Reazione a Catena


�Se k∞ = 1 ed è costante nel tempo allora il sistema è in condizioni di

EQUILIBRIO CRITICO

�Se k∞ > 1 ed è costante nel tempo allora il sistema è in condizioni di

EQUILIBRIO SOVRA-CRITICO

�Se k∞ < 1 ed è costante nel tempo allora il sistema è in condizioni di

EQUILIBRIO SUB-CRITICO


pfk ⋅⋅⋅=∞ εη

termicafissionediresaΣ

νΣ

νηFUELf235

235f235 ===

Il Coefficiente di Moltiplicazione k


Urisonanzadifugadiàprobabilitp

velocefissionediresaε

lecombustibioneutilizzazidifattoreΣΣΣΣΣ

Σf

termicafissionediresaΣ

Σν

ΣΣ

Σνη

238

C.RODSa

POISONSa

STRUCTUREa

MODERATORa

FUELa

FUELa

FUELa

f235238a

235a

f235

=

=

=++++

=

==+

=


Vtheff PNFPNFkk ⋅⋅= ∞

Il Coefficiente di Moltiplicazione k


termicafugaNONdiàprobabilit

ntorallentameildurantefugaNONdiàprobabilit

==

th

V

PNF

PNF


)(1)(

)()(

)()(

tnC

k

dt

tdn

tnkCdt

tdntnCtn

eff

effee

−=

=⋅+≈+

La Cinetica del Reattore


T

ttC

k

enentn e

eff

⋅=⋅=⋅

−

0

)1(

0)(

18

Cdt e


La Cinetica del Reattore

ReattoredelStabilePeriodo=Λ==− ρ

Tk

C

eff

e

1


invarianteneutronicamediaVita

Reattività

=Λ=

==−

eff

e

eff

eff

k

C

k

kρ

1


n(t)

ρρρρ > 0

n1= n0 A1

T

t

entn ⋅= 1)(

La Cinetica del Reattore (inserzione di reattività da condizione di criticità)


200

tt*

n0

ρρρρ > 0

ρρρρ < 0

n1= n0 A1


La Cinetica dei complessi moltiplicanti Sub-Critici

)k(1Q n

Q n

eff2

1

+⋅⋅=⋅=

e

e

C

C

SorgentedellaNeutronicaDensitàQ =

EquilibrioallNeutronicoCicloCe '=

Serie geometrica


21

)kkk(1Q n

)kk(1Q n3eff

2effeff4

2effeff3

+++⋅⋅=

++⋅⋅=

e

e

C

C

eff

e

k

QCn

−⋅=∞ 1

Se keff < 1


n(t)

eff

e

k

QCn

−⋅=∞

1)(

n∞

La Cinetica dei complessi moltiplicanti Sub-Critici


22

0t


REATTORIREATTORI TERMICITERMICI:: Utilizzano prevalentemente neutroni di bassa

energia (< 1 eV) per sostenere la reazione di fissione nucleare. Poichè i neutroni di fissione

“nascono” veloci, i reattori termici necessitano di un MODERATORE per rallentare i neutroni



REATTORIREATTORI VELOCIVELOCI:: Utilizzano prevalentemente neutroni di energia

dell’ordine dell’energia di fissione (~ MeV) per sostenere la reazione di fissione nucleare.

Non hanno il moderatore. Possono essere utilizzati per convertire materiale fertile in

materiale fissile (autofertilizzanti o “Breeder”)



Spettro Neutronico di Reattori Termici e Veloci



Le Reazioni di Conversione



Le Reazioni di Conversione



REATTORIREATTORI AA CICLOCICLO INDIRETTOINDIRETTO:: Il fluido

termovettore che asporta il calore dal nocciolo del reattore cede il calore attraverso uno

scambiatore/generatore di vapore ad un secondo fluido termovettore che viene immesso

in turbina



REATTORIREATTORI AA CICLOCICLO DIRETTODIRETTO:: Il fluido termovettore

che asporta il calore dal nocciolo del reattore viene immesso direttamente in turbina



REATTORI REATTORI TERMICITERMICI� Sono classificati generalmente in base al tipo di moderatore in:

� Reattori a Grafite - Magnox, AGR, HTGR, RBMK

� LWR (Light Water Reactor) – PWR, BWR, VVER

� HWR (Heavy Water Reactor) – CANDU, PHWR

� in base al tipo di fluido termovettore in:


30

� in base al tipo di fluido termovettore in:

� Reattori Raffreddati a Gas - Magnox, AGR, HTGR

� Reattori Raffreddati ad Acqua (leggera/pesante) – LWR, HWR, RBMK

� in base al tipo di ciclo in:

� Pressurizzati (ciclo indiretto) – PWR, PHWR

� Bollenti (ciclo diretto) - BWR


REATTORI REATTORI VELOCIVELOCI� Sono classificati generalmente in base al fluido termovettore in:

� LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) – Superphenix, Monju

� GFR (Gas-cooled Fast Reactor)


� in base al tipo di circuito primario in:

� Reattori a “vasca” o “pool” (Superphenix - Fr)

� Reattori a “circuito” o “loop” (Monju -JAP)


Le Generazioni di Impianti Nucleari di Potenza




33

Fonte IAEA



34

Fonte IEA – KWES 2011



35

Fonte IEA – KWES 2011



36

Fonte IAEA


� La NEA/OECD ha stimato (Outlook 2008) la capacità globale di produzione nucleare

all’orizzonte del 2050 usando due diversi scenari di crescita (High e Low):

� La capacità di produzione di energia elettrica da fonte nucleare crescerà di un fattore

compreso tra 1,5 (Low) e 3,8 (High)




38Fonte IEA – KWES 2011


� I reattori termici più diffusi (circa 83%) sono i reattori ad acqua leggera (LWR – Light

Water Reactor) che a loro volta si suddividono in due categorie: quelli ad “acqua

bollente” (BWR - Boiling Water Reactor) come la centrale di Caorso e di Garigliano e

quelli ad “acqua pressurizzata” (PWR – Pressurized Water Reactor, VVER Russi)

come la centrale di Trino Vercellese

Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza LWRLWRLWRLWR

39

� La differenza principale tra le due tipologie d’impianto consiste nel fatto che nei reattori

BWR l’acqua viene scaldata all’interno del nocciolo del reattore fino al punto di

ebollizione. Il vapore viene poi convogliato direttamente nella turbina alla quale è

accoppiato l’alternatore per la produzione di energia elettrica


� Nel caso dei PWR, l’acqua viene sempre scaldata all’interno del nocciolo del reattore

ma, grazie alla elevata pressione del circuito idraulico primario (~160 bar), non viene

raggiunto il punto di ebollizione. Il vapore viene quindi prodotto in un circuito

idraulico secondario (in un generatore di vapore) mediante scambio termico con

l’acqua del circuito primario e successivamente inviato in turbina



Flowdiagram PWR

Schema di un Impianto Nucleare di Potenza PWR


1 Reactor vessel 8 Fresh steam 15 Cooling water2 Fuel elements 9 Feedwater 16 Feedwater pump3 Control rods 10 High pressure turbine 17 Feedwater pre-heater4 Control rod drives 11 Low pressure turbine 18 Concrete shield5 Pressurizer 12 Generator 19 Cooling water pump6 Steam generator 13 Exciter7 Main circulating pump 14 Condenser

Flowdiagram PWR


Schema di un Impianto Nucleare di Potenza PWR



Costruzione dell’Elemento di Combustibile PWR




44

Elemento di Combustibile PWR e barre di controllo


� Uranio più arricchito alla periferia del nocciolo per consentire unadistribuzione di potenza più uniforme

� Distribuzione del combustibile a “chessboard“ nella zona più interna del nocciolo

Struttura del Nocciolo


45

� Posizione delle barre di controllo consimmetria radiale

� Densità di Potenza: ~ 40 kW/kg o

~ 70 kW/litro


Ispezione di un nuovoElemento di Combustibile



� Carica Iniziale: gli elementi di combustibile sono caricati dal centroverso l‘esterno

� Il fattore di moltiplicazione in condizionisottocritiche viene misurato durante ilcaricamento


47

� Cariche successive: circa1/3 degli elementidi combustibile sono sostituitiannualmemte

� Vita media del combustibile in-core: circa 3 anni


Recipiente in pressione PWR (Vessel)



Recipiente in pressione PWR (Vessel)



� Componente di contatto tra circuito diraffreddamento primario e secondario

� Circa 4000 m2 di superficie di scambio termico

Generatore di Vapore PWR



� Mantiene la pressione del circuito primariodi raffreddamento entro ± 2 bar:

� Se la pressione aumenta ugelliiniettano acqua fredda percondensare il vapore

� Se la pressione diminuisceriscaldatori elettrici scaldano l‘acqua

Pressurizzatore


51

riscaldatori elettrici scaldano l‘acquae generano più vapore

� Nel domo superiore è posizionata lavalvola di sicurezza PORV (PressureOperated Relief Valve)


Barriere di Protezione Impianto PWR



Schema di un impianto nucleare di potenza BWR



Vessel Reattore BWR



Elemento di Combustibile BWR



� Le barre di controllo sono costituite daB4C e sono inguainate in piastre aforma di croce

� A differenza di quanto avviene neireattori PWR, le barre di controllo di

Barre di Controllo BWR


56

reattori PWR, le barre di controllo diun reattore BWR sono inserite nellaparte inferiore del Vessel


� I reattori a grafite (Magnox, AGR, HTGR, RBMK), ai quali appartiene la centrale di

Latina, discendono direttamente dalla “pila di Fermi”. Sono stati i primi ad essere

sfruttati per la produzione di energia elettrica perché non richiedevano l’impiego di

uranio arricchito ma potevano utilizzare come combustibile l’uranio naturale. Lo

sviluppo di questa filiera è stato favorito anche da un interesse bellico perché i reattori

a grafite sono particolarmente adatti alla produzione di plutonio

Impianti nucleari di potenza aImpianti nucleari di potenza aImpianti nucleari di potenza aImpianti nucleari di potenza a GASGASGASGAS----GRAFITEGRAFITEGRAFITEGRAFITE

a grafite sono particolarmente adatti alla produzione di plutonio

� Sviluppati negli anni ‘60 principalmente nel Regno Unito, in Germania e negli Stati

Uniti d’America, non hanno mai avuto una grande diffusione nel mondo ma l’interesse

nei loro confronti si è riacceso di recente (GEN IV) in quanto una particolare filiera di

questi impianti, gli HTGR (High Temperature Gas Reactor) potrebbero essere

impiegati efficacemente per la produzione di idrogeno


Schema di un Impianto Nucleare di Potenza MAGNOX



Elemento di Combustibile MAGNOX

�Uranio Metallico Naturale

� Lega Magnox : 99%Mg

� Dimensioni combustibile: 100 cm lunghezza


59

10 cm diametro


� 6-10 elementi di combustibile per canale collegati da una barra di acciaio

� Gli elementi di combustibile di un canale sono sostituiticontemporaneamente

� 2000-6000 canali in base alla potenza

Macchina di carico/scarico del Combustibile


60

� 2000-6000 canali in base alla potenzadell’impianto

� On-load refuelling

� Densità di Potenza: ~ 3 kW/kg o ~ 1 kW/litro


Reattore MAGNOX Oldbury A (UK)



Schema di un Impianto Nucleare di Potenza AGR



Elemento di Combustibile AGR



� 36 barrette di combustibile per elemento

� Guaina esterna in grafite

� Separazione tra fluido refrigerante e moderatore

Elemento di Combustibile AGR



� Nocciolo di grandi dimensioni a causadel moderatore di grafite

� 8 elementi di combustibile collegatimediante una barra di SST, sostituiticontemporanea-mente con l’impiantoa potenza

Reattore AGR


65

� Densità di Potenza: ~ 10 kW/kg o~ 3 kW/litro


Schema di un Impianto Nucleare di Potenza RBMK



RBMK Reactor Basics

Location Reactor type StatusNet Capacity

(MW)Gross Capacity

(MW)

1 Chernobyl-1 (UA) RBMK-1000 shut down in 1996 740 8002 Chernobyl-2 (UA) RBMK-1000 shut down in 1991 925 1,0003 Chernobyl-3 (UA) RBMK-1000 shut down in 2000 925 1,000

4 Chernobyl-4 (UA) RBMK-1000destroyed in the 1986 accident

925 1,000


accident5 Ignalina-1 (LT) RBMK-1500 shut down in 2004 1,185 1,3006 Ignalina-2 (LT) RBMK-1500 shut down in 2009 1,185 1,3001 Kursk-1 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0002 Kursk-2 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0003 Kursk-3 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0004 Kursk-4 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0005 Leningrad-1 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0006 Leningrad-2 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0007 Leningrad-3 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0008 Leningrad-4 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,0009 Smolensk-1 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,00010 Smolensk-2 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,00011 Smolensk-3 (RUS) RBMK-1000 operational 925 1,000


1. Plug of the biological shielding

2. Upper biological shielding

3. Fuel hanger

4. Shielding plate

Canale di Potenza RBMK


68

5. Lower biological shielding

6. Fuel channel

7. Fuel assembly

8. Bellows compensator

9. Coolant inlet pipeline

10. Coolant outlet pipeline


Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza HWRHWRHWRHWR

� I reattori ad acqua pesante (HWR) sono stati sviluppati prevalentemente dai

Canadesi (la filiera più diffusa al mondo è chiamata CANDU – CANedian

Deuterium Uranium) e hanno anch’essi l’interessante caratteristica di poter

usare uranio naturale come combustibile

69

� Hanno avuto una diffusione limitata fondamentalmente perché non sono stati

sviluppati né negli USA né in URSS e perché possono essere utilizzati per

produrre plutonio

� Sono attualmente in esercizio o costruzione in: Canada (22), India (12 + 6 in

costruzione), Pakistan (1), Korea (4 + 1 in costruzione), Romania (1 + 1 in

costruzione), Argentina (1), China (2)


Schema di un Impianto Nucleare di Potenza CANDU

1 Nuclear fuel rod

2 Calandria

3 Control Rods

4 Pressurizer

5 Steam generator

6Light water condensate pump

(secondary cooling loop)


70

6(secondary cooling loop)

7Heavy water pump (primary

cooling loop)8 Nuclear fuel loading machine

9 Heavy water (moderator)

10 Pressure tubes

11 Steam

12 Water condensate

13 Reactor containment building


Elemento di Combustibile CANDU


71

� Densità di Potenza: ~ 30 kW/kg or ~ 17 kW/litro


Elemento di Combustibile CANDU



Sistema di Spegnimento Rapido (SCRAM)



Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza Impianti nucleari di potenza a neutroni termicia neutroni termicia neutroni termicia neutroni termici

Parametri Caratteristici dei Reattori TERMICI

~61% ~22% ~5% ~9% ~3%74

Diffusione


� I reattori “veloci”, (ad es. SuperPhenix FR, Monju JAP), sono stati realizzati fino

ad oggi solamente come impianti “prototipo” e hanno dimostrato una adeguata

affidabilità tecnologica ma una eccessivo costo di produzione del kWh

� Allo stato attuale, essendo il costo dell’uranio grezzo piuttosto contenuto, non vi è

convenienza economica ad impiegare tale tecnologia di produzione

Impianti nucleari a Impianti nucleari a Impianti nucleari a Impianti nucleari a spettro neutronico velospettro neutronico velospettro neutronico velospettro neutronico velocececece

� Tuttavia, per il futuro non si potrà prescindere dall’impiego di reattori veloci (3

filiere su 6 di reattori di GEN IV sono reattori veloci) in quanto, grazie a loro

impiego, sarà possibile:

� Produrre combustibile nucleare mediante il processo di autofertilizzazione

� Fissionare/Trasmutare gli elementi transuranici e i prodotti di fissione a vita

lunga prodotti dai reattori di GEN II e GEN III(+), riducendo drasticamente

i volumi e la vita media delle scorie nucleari


� Il Nocciolo dei Reattori Veloci è costituito da due parti: il “core“ (nocciolo vero e

proprio) e il “blanket“ (mantello)

� La reazione di fissione avviene prevalentemente nel volume del core

Struttura del Nocciolo dei FBR


76

� I neutroni che sfuggono dal volume del core sono assorbiti nel blanket che

circonda il core (sia radialmente che assialmente) costituito da uranio depleto


Monju Reactor Core

Core composed of three regions:

1. Inner core: U-238+Pu-239

2. Outer core: U-238+Pu-239 (higherconcentration)

3. Breeding blanket (U-238)


3. Breeding blanket (U-238)

Densità di Potenza: ~ 80 kW/kg or > 200kW/litro


Schema di un Impianto Nucleare LMFBR



LMFBR Superphenix in Creys-Malville (F)

CriticitàCriticità: : 9/19859/1985SpegnimentoSpegnimento: : 12/199812/1998



LMFBR Monju (Jap)

• First criticality: 8/1994

• Shut-down: 12/1995

• Cooling System: Na cooled (loop-type)

• Thermal output: 714 MWth

• Electrical output: 280 MWe


• Electrical output: 280 MWe

• Fuel: PuO2 + UO2

• Plutonium enrichment

• Inner core: 16 % Pu 239

• Outer core: 21% Pu 239

• Core Dimensions:

• Diam./Height: 180/93 cm

• Volume: 2340 liters


BIBLIOGRAFIABIBLIOGRAFIABIBLIOGRAFIABIBLIOGRAFIA

1. “Impianti Nucleari”, Carlo Lombardi, Ed. CittàStudiEdizioni

2. “Nucleare da Fissione: Stato e Prospettive”, a cura di Stefano Monti, ed. ENEA

3. “Introduction to Nuclear Reactor Theory”, John R. Lamarsh, Ed. Addison-Wesley Publishing Company

4. National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory -http://www.nndc.bnl.gov/

81

http://www.nndc.bnl.gov/

5. World Nuclear Association data center, http://www.world-nuclear.org/

6. The Generation IV International Forum - http://www.gen-4.org/

7. International Atomic Energy Agency Data Center (NUCLEUS), http://nucleus.iaea.org/NUCLEUS/nucleus/Content/index.html

8. Prof. Helmuth Bock, Austrian Atomic Institute, Vienna - private communication


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