hızlandırıcı güdümlü reaktörler/enerji yükselteci

I. ULUSAL PARÇACIK HIZLANDIRICILARI ve UYGULAMALARI KONGRESi
25-26 EKiM 2001, TAEK, ANKARA
HIZLANDIRICI GÜDÜMLÜ REAKTÖRLER/ENERJİ YÜKSELTECİ
Hande KARADENİZa, M. Atıf ÇETİNERa, Haluk YÜCELa , Pervin ARIKANa, Saleh
SULTANSOYb
a
b
Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ANAEM), 06100 Beşevler- Ankara
Gazi Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Bl., 06500 Teknikokullar- Ankara
ÖZET
Hızlandırıcı güdümlü sistemler (ADS-Accelerator Driven System) veya ’’Enerji Yükselteci (EA-Energy
Amplifier)’’, konvansiyonel nükleer reaktörlerdeki olası kritiklik kazası (keff>1 ) riskinin giderileceği (keff=0.96-0.98
aralığında), pasif güvenliğe sahip bir kritikaltı reaktör sistemiyle, yüksek proton akımlı (>10mA) ve enerjili (1-1.5
GeV) bir hızlandırıcı kompleksinin birlikte çalıştırılarak, daha yüksek verimle enerji üreten ve mevcut radyoaktif
atıkları kısa ömürlü radyonüklitlere dönüştürerek yakmak için planlanan yeni nesil reaktörlerdir.
Kritikaltı bir reaktörden (keff=0.98), 1500 MWth güç (termodinamik verim ADS için ∼%42) üretimi için düşünülen
hızlandırıcının proton demet akımı, Ip=12.5 mA ve enerjisi Ep=1.0 GeV’ dir [1]. Bu derecede yüksek akıma ve
enerjiye sahip proton demeti; Z’ si ve özgül ısı kapasitesi yüksek ve de ısı iletim özellikleri açısından uygun Pb ve
Pb+Bi karışımının “sıvı metali’’ üzerine uygun bir konfigürasyonda, bombardımanı sonucu meydana gelen
’’spallation’’ reaksiyonlarıyla her proton başına 15-20 nötronun üretimi gerçekleştirilmektedir. Dolayısıyla ADS/EA
sistemleriyle yüksek nötron akılarına (1017-1018 n·cm-2·s-1) ulaşılabilmektedir. Elde edilen yüksek nötron akısı,
dünyada Uranyum’dan 4 kat daha fazla olan Toryum’un, hiç bir izotop zenginleştirmesi yapılmaksızın, yakıt olarak
kullanılmasına imkân vermektedir.
ADS/EA sistemi, proton demet akımı kesildiğinde, nükleer kaskatlarla üretilen ısının risksiz olarak çekilebildiği
pasif bir sistemdir. Sistemin vereceği güç, özellikle hızlandırıcı akımıyla kontrol edilebilir. Dünyada belirlenmiş
Toryum rezervinin %20-25’ ine sahip olan Türkiye’nin, yakın bir gelecekte enerji üretiminde hizmete sunulacak
olan ADS/EA sistemlerinin gelişimi ve teknolojisi ile ilgilenmesi gerektiği açıktır.
Anahtar Kelimeler:Enerji Yükselteci, Spallation Hedef, Hızlandırıcı, Reaktör.
ve radyofrekans dörtlü kutuplayıcıların(RFQ)
icadıyla, fiziksel boyutu küçük mıknatıslarla ve daha
da kısa sürücü tüplerle yüksek frekanslı linac
yapılabilmektedir.
Bu tip hızlandırıcılar, artık
sinkrotron’a besleme yapan bir enjektör hızlandırıcı
olarak da kullanılmaktadır. Ayrıca, süperiletken RF
kavite teknolojisindeki hızlı gelişme, yüksek akımlı
süperiletken lineer hızlandırıcıların yapılmasına
imkan sağlamıştır. Mevcut hızlandırıcı teknolojisi ile
çok yüksek güçlü proton hızlandırıcılarının
yapımının mümkün gözükmesi, protonları kullanarak
nötronların üretilmesini ve dolayısıyla, hızlandırıcıya
dayalı enerji üretimi (Enerji Yükselteci), nükleer atık
transmütasyonu ve trityum üretimi bakımından
endüstriyel ölçekte uygulama alanlarını ortaya
çıkarmıştır. C. Rubia’nın 1990 yılında, kritikaltı bir
reaktöre yerleştirilecek spallation kaynakla, yüksek
nötron akısı(1017-1018 n·cm-2·s-1)
üretilerek,
hızlandırıcının harcadığı enerjiden daha yüksek
enerji üreten(EA) ve
esasda toryumun
dönüştürüldüğü bölünür (fissile) nüklitden (233U)
fisyon enerjisi elde edilebilirliğinin mümkün
olduğunu kanıtlamış olması, temiz ve güvenli
nükleer enerji üretilmesi için yeni bir yoldur. Bu
nedenle ADS/EA
konusunda yoğun çalışmalar
yapılmaktadır. ADS/EA sistemleri için akım
şiddetleri 10-15 mA’den düşük olan siklotronlar
1. HIZLANDIRICI
Parçacık
hızlandırıcılarının,
nükleer
enerji
üretiminde kullanılabileceği fikri, ilk siklotronu icat
eden O.Lawrence tarafından ortaya atılmıştır [2].
Ancak, yüksek güçte (yüksek akımlı ve yüksek
enerjili)
hızlandırıcıların
yapılabilmesi
için
hızlandırıcı teknolojisinin gelişmesi uzun zaman
almıştır. II. Dünya Savaşındaki yüksek frekanslı
radar teknolojisindeki gelişmeler sonucu yüksek
radyofrekans (RF) güç kaynaklarının yapılması,
lineer hızlandırıcıların (Linac) geliştirilmesi için yeni
fırsatlar çıkarmıştır. Günümüzde, yüksek RF güç
kaynaklı ve sürücü tüplü lineer hızlandırıcılardan
(Drift tube linacs-DTL) çok sayıda kurulmuştur.
Örneğin, 200 MHz RF güç kaynaklı-DTL (Alvarez
yapısı olarak da bilinen) lineer hızlandırıcısı ilk defa
32 MeV protonları hızlandırmak için yapılmıştır.
Bugün için en yüksek proton enerjili 800 MeV linac,
Los Alamos laboratuvarında LANSCE tesisinin bir
bölümüdür ve bu hızlandırıcının ilk 100 MeV’lik
bölümü 200 MHz DTL ve 100 MeV’in üstündeki
enerji kısmı ise, daha da yüksek RF frekansı(800
MHz) kullanan kavite bağlamalı (CCL-Cavity
Coupled Linac) bir yapılanması olan bir linac’dan
oluşmaktadır [3]. 1970’li yıllarda dörtlü kutuplayıcı
sabit mıknatısların (permanent magnet quadrupole)
1
üretilen yüksek enerjili nükleonlar,
bulunan hedef nüklitlerle etkileşir.
bileşkesi düşünülmesine rağmen, en uygun
hızlandırıcı tipi, sürekli dalga modunda çalışan lineer
hızlandırıcılardır [4]. Şu anda, ADS/EA için iki
referans hızlandırıcı mevcuttur; Los Alamos’daki
LAMPF lineer hızlandırıcısı (800 MeV, 1 mA) ile
İsviçre Villingen’deki PSI (Paul Scherrer Institute)
siklotronudur (600 MeV, 0.8 mA). ADS/EA için
nihai hedef, akım şiddeti 10-300 mA ve enerjisi 0.82 GeV’e ulaşan hızlandırıcılar yapmaktır.
Çözümlenecek temel teknolojik problemler ise:
• Hızlandırıcıda personelin gireceği bakım
gerektiren kısımlardaki aktivasyonun en az
da
tutulabilmesi
için
hızlandırıcı
birimlerdeki
demet
kayıplarının
sınırlanması,
• ADS/EA’de, sürekli olarak en yüksek enerji
elde edilebilirliğini sağlamak için, toplam
RF sisteminin veriminin artırılması,
• Özellikle RF sistemi için bazı bileşenlerin
elde edilebilirliği ve güvenilirliğidir.
ADS/EA tasarımında, hızlandırıcı kompleksi için
çeşitli alternatifler düşünülmektedir. İlk alternatif
sadece lineer hızlandırıcı teknolojisidir [5]. İkincisi,
bir siklotronun ilk iki kademesinin süperiletken linac
üzerine enjektör olarak kullanılmasıdır. Bir diğer
alternatif ise, sürekli proton demeti üreten dairesel
hızlandırıcılar, yani
siklotronlardır. Hızlandırıcı
yapıların
süperiletken
düşünülmesi
özellikle
hızlandırıcı güç veriminin yüksek olması içindir.
ADS/EA için yüksek akımlı siklotronların yakın
zamandaki gelişimi için temelde 3 kademeli
kurulması mümkün olabilir [1]:
Birinci kademe: Enjektör olarak 2 tane 10 MeV’ den
yapılmıştır. (Compact Isochronous
Cyclotrons)
İkinci kademe: Dört ayrık sektörlü siklotron tipidir
(ISSC-Intermediate Separated Sector
Cyclotron). Demetin enerjisini 120
MeV’ e kadar çıkarır.
Üçüncü kademe: Son itici olarak, 10 tane ayrılmış
sektörlü ve 6 kaviteden oluşan
(BSSC-Separated Sector Booster
Cyclotron). Kinetik enerjiyi 1 GeV’e
yükseltir.
yakınında
Şekil 1. Reaksiyon Mekanizması Şekli [6].
Bu nüklitler arasındaki kaskat (internuclear cascade)
etkileşmesi olarak adlandırılır. Bu nüklitler arası
kaskatlar
esnasında
çok
sayıda
etkileşme
mümkündür.
Hızlandırıcıdan
gelen
GeV
mertebesindeki enerjiye sahip bir proton, Pb
spallation hedef ile etkileştiğinde belli sayıdaki
nükleonlar, mesonlar, ve diğer parçacıklar (²H,
³He,...) çekirdekten dışarı çıkar. Hedefe çarpan
protonların ortalama enerjisi, hedef çekirdekten
fırlatılan bir nükleonun enerjisinden daha düşük
olduğunda, nükleer kaskat son bulur. Ancak çok
yüksek derecede uyartılmış olan hedef çekirdek
(denge öncesi durum), yüksek enerjili fisyon (Hedef;
Toryum, Uranyum’ dan yapılmış ise) parçacık
emisyonu ve gama emisyonu ile bozulur. Bütün bu
bozulma modlarında, spallation, buharlaşma ve
fisyona neden olacak nötron emisyonu daha
baskındır.
Hızlandırıcı Güdümlü Sistem (ADS) tasarımında
proton başına nötron sayısı anahtar parametredir.
Proton demet enerjisine göre, çarpan proton başına
çıkan nötron sayısının değişimi Şekil 2’de
görülmektedir. Hedefle etkileşen demet enerjisi
arttıkça, üretilen nötron sayısı da artmaktadır. Nötron
verimi, kullanılan hedef malzemeye bağlıdır (Pb, Bi,
U, Th gibi). Örneğin, yaygınca çalışılan Pbspallation hedef için 1 GeV’lik proton yaklaşık 15
nötron üretir. Çeşitli türdeki (spallation, fisyon,
buharlaşma) tepkimelere bağlı olarak, oluşan nötron
enerji spektrumu birkaç keV’ den başlar. Yayınlanan
nötronların %90’ nı 15 MeV’ in altındadır. Açısal
dağılımları izotropiktir. Enerji dağılımı, ortalama
nötron enerji değeri 2 MeV’ in biraz altında ve
Maxwell dağılımına uyar [6]. Yani, nötron enerjileri,
orta (intermediate) ve hızlı (fast) nötron
karakteristiklerine sahiptir.
2. SPALLATION HEDEF
Spallation nükleer tepkimesinde, hedef malzeme
olarak Bizmut+Kurşun (Bi+Pb) karışımının sıvı
metali veya genelde sıvı Pb kullanılır. Spallation,
fisyona kıyasla daha fazla nötronu üretmek için
uygulanan bir tepkime biçimidir. Reaktördeki
spallation Pb hedef, tipik olarak 60 cm uzunluğunda,
20-50 cm çapındadır. Hızlandırıcı Güdümlü Sistem
(ADS)’lerde proton demeti ile Pb hedef etkileştirilir
(intranuclear cascade). Böyle bir kalın hedef içinde
proton demeti durdurulurken “spallation” prosesinde
2
Sistemin ana tankı ile beton duvarları arasına hava
soğutma sistemi yerleştirilir. Erimiş kurşun sıcaklığı
çok yükseldiğinde bu soğutma sistemi devreye girer
ve proton demeti durur.
Reaktör kalbi içinde üretilen ısının tamamını çekecek
pasif güvenlik parametresi mevcuttur. Kurşunun
boşluk katsayısının pozitif olması (Çizelge 1)
reaktivite kazalarını önler. Güç kazalarına karşı ana
tank ve beton duvar arasındaki bırakılan boşluk
tamamen pasif güvenlik etkisi yapar. Bu boşluğa güç
kazası durumunda bozunma ısısını çekecek bir
sistem yerleştirilir.
Çizelge 1. ADS/EA’nin bazı temel parametreleri[1].
Şekil 2. Proton enerjisine göre spallation sonrası
üretilen nötron sayısının değişimi [6].
3. REAKTÖR
ADS/EA sistemlerinde düşünülen reaktör, kritikaltı
(etkin nötron çoğaltma katsayısı, keff= 0.96-0.98)
durumunda çalışacak şekilde tasarımlanır. Enerji
kazancı G,
G=
G0
1 − keff
(1)
bağıntısından hesaplanır. Burada G0, proton
hızlandırıcısından spallation hedefe olan beslemedir
(örneğin 1 GeVp, 12.5 mA hızlandırıcı için 12.5
MW). keff=0.98 alındığında, üretilen güç Çizelge
1’deki gibi 625 MWe olur. Elde edilen gücün 30
MWe hızlandırıcının çalışması için harcanır. Buna
göre 20 kat enerji kazancı sağlanır.
Hızlandırılmış proton demeti reaktörün yaklaşık 30
m derinliğinde yerleştirilen Pb hedefi bombardıman
ettirilerek
spallation
nötronların
üretimi
gerçekleştirilir. Bu nötronlar, hedefin etrafına belirli
bir miktar bölünür (fissile) nüklitlerle karıştırılmış
üretken (fertile) toryumun fisyona uğratılmasını
sağlar. Yakıt, karışık oksitlerden veya daha ileri
tasarımlarda metalik veya karbürlerden yapılabilir.
ADS/EA reaktörü 6 m çapında, 30 m yüksekliğinde
silindirik bir tarzdadır (Şekil 3). Reaktör kabının
(vessel) geometrisi, ısı iletimini gerçekleştirecek
kurşun akışına uygun ve kurşun ağırlığına
dayanabilecek
tarzda
tasarımlanır.
Soğutucu
malzeme olarak kurşun, yüksek yoğunluk, büyük
genleşme katsayısı (dilation) ve özgül ısı kapasitesi
bakımından seçilir. Kurşundan ısı transferi için 4
tane 375 MWth ısı değiştiricileri kullanılır.
ADS/EA
sistemi,
antisismik
soğurucularla
desteklenip şiddetli bir deprem durumunda ADS/EA’
nın büyük kütlesinin tamamını sabit tutar [7].
Termal Güç
Elektriksel Güç
Soğutucu
1500 MWth
625 MWe
Sıvı Kurşun
Nötron
çoğaltma
katsayısı, keff
Boşluk (Void) katsayısı
Hızlandırıcıyı besleyen
güç
Kontrol çubukları
Anti-sismik soğurucu
Ana tank yüksekliği
Ana tank çapı
Hızlandırıcı tipi
0.98
+0.010
30 MWe
Yok
Var
30 m
6m
Siklotron ve süperiletken
lineer
hızlandırıcı
bileşkesi
ADS/EA’ de hızlandırıcı kompleksinin akımı
kesildiğinde reaktördeki nötron üretimi duracağından
etkin bir pasif güvenliğe sahiptir. Dolayısıyla
konvansiyonel reaktörlerdeki (Çernobil gibi) kritiklik
kazası kesinlikle mümkün değildir.
Yeni nesil reaktörler olarak tasarımlanan ADS/EA’
ler, termodinamik verim ve yakıtın etkin olarak
kullanıldığının bir ölçüsü olan yanma oranı (burn up)
bakımından, konvansiyonel reaktörler (PWR, BWR,
HTGR) ile karşılaştırıldığında (Çizelge 2), ADS’
lerin %40-44 termodinamik verimi ve 140 GWd/ton
bir yanma oranına sahip oldukları gözlenmektedir.
Termodinamik verimin konvansiyonel reaktörlerin
veriminden daha yüksek (%12-19) olması, sistemde
üretilen ısıl güçten daha fazla elektrik enerjisi
üretebileceğini ve yanma oranının büyük olması ise
yakıttan daha etkin bir şekilde yararlanılabileceğini
ve bunun sonucu olarak, sisteme yeniden yakıt
yükleme ihtiyacı için daha uzunca bir süre (örneğin;
PWR için 1 yıl, ADS için 5 yıl) serbestliği
mevcuttur. Bunun ADS’lerin işletme kolaylığı ile
birlikte, nükleer madde güvenliği açısından da yararı
söz konusudur.
3
Çizelge 2. ADS/EA ve Konvansiyonel Reaktörlerde
Termodinamik Verimleri ve Yanma Oranları [8,9].
Reaktör
Termo
Yanma
Dinamik
Oranı
Verim1), η GWd/ton
Yeni Nesil
ADS
40-44
140
Konvansiyonel BWR
33.5
27.5
Konvansiyonel HTGR
39.0
98
Konvansiyonel PWR
33.7
33
1)
5.
HIZLANDIRICI
KONTROLLÜ
REAKTÖRLER / ENERJİ YÜKSELTECİNİN
DÜNYADAKİ SON DURUMU
Avrupa’daki elektriğin %35’nin (850 TWe/y)
işletmedeki 145 reaktörden (127 GWe) üretiliyor
olması, nükleer enerjinin önemini göstermektedir. Bu
konvansiyonel reaktörlerin her 1 GWe’lik gücü
başına 30 yılda, 1000 ton radyoaktif atık üretiliyor
olması ve bu reaktörlerin yakın gelecekte bir
kısmınında sökülecek olması, nükleer atıkların yok
edilmesi için ADS/EA sistemlerinin önemini daha da
artırmıştır. Dünya’da çalışan 436 reaktör olduğu
düşünülürse, alternatif temiz nükleer enerji üretimi
ve biriken nükleer atıkların yok edilmesi
gerekmektedir. Uzun ömürlü fisyon ürünlerinin ve
aktinitlerin (Np, Am, Cm) kısa ömürlü nüklitlere
dönüştürülerek (transmütasyonu) yok edilmesi için
1017-1018 mertebesinde yüksek nötron akılarının elde
edilmesi gerekmektedir. Bunun için yüksek güçlü
hızlandırıcılarla ve pasif güvenliğe sahip kritikaltı
reaktörlerin
birlikte
kullanılacağı
teknoloji
geliştirmeleri hızlı devam etmektedir. Malzeme
araştırmaları için PSI’ da 590 MeV, 1.6 mA.
Çizelge 3’de, gelecek 10 yıl içinde ADS/EA için
araştırma ve geliştirme, tasarım, yapım aşamaları
gerçekleştirilecek. Bu aşamalarda, yakıt ve soğutucu
seçimi,
hızlandırıcı
ve
hedef
sisteminin
birleştirilmesi ile 2015 yılından itibaren de kritikaltı
sistemlerin hizmete alınması ve çalıştırılması
planlanmaktadır.
η=Pelektrik/Ptermal
4. TORYUM’ UN NÜKLEER YAKIT OLARAK
KULLANILMASI
Enerji Yükseltecinde yüksek yanma oranından dolayı
Toryum yakıt olarak milyonlarca yıl yetecek şekilde
kullanılabilir. Türkiye’ de 380-390 x 103 ton toryum
rezervi vardır. [1]
Los Alamos ve C. Rubbia’ nın teklifleri Toryum
yakıt temeli üzerine kullanılan iki değişik yoldur.
Los Alamos’ un teklifi uzun ömürlü minör aktinitler
(237Np, 241,243Am gibi) ve fisyon ürünlerinin (99Tc,
135,137
Cs gibi) çıkan yüksek seviyede atıkların
yakılması ile ilgili olan ATW (Accelerator
Transmutation of Wastes) metodudur. Bu kavram,
aynı zamanda enerji üreten toplam bir sisteme
geliştirilmiştir.
C. Rubbia’nın teklifi güç üretimi üzerine odaklanmış
olup, enerji yükselteci olarak tanıtılmıştır. Dünya
yüzeyinde Uranyum’ dan 4 kat daha fazla olan
Toryum’ un bölünür izotopu yoktur. Toryum, doğada
232
tek
izotop
Th
(%100
bolluk)
olarak
bulunduğundan,
zenginleştirmesine
gerek
kalmaksızın kullanılması sözkonusudur. 232Th’ nin
termal nötron yakalayarak 233U’ e dönüşümü,
−
6. SONUÇ
Dünyada enerji gereksinimini karşılamak için
önerilen metotların çevreye verebilecekleri zararlar
sonucu, insanlık temiz enerji üretim sistemlerini
kurma araştırmalarına yönelmişlerdir. Bu konuda
füzyon enerjisinden faydalanılması düşünülmektedir.
Ancak füzyon enerjisi sistemlerinin bazı teknolojik
problemleri henüz aşılamamıştır.
ADS/EA enerji üretim sistemlerinde ise hem enerji
üretimi ve hem de mevcut atıkların dönüşümü
mümkün olmaktadır. Gelişmiş ülkelerin problemleri
enerji üretiminden ziyade mevcut atıkların yok
edilmesidir. Gelişmekte olan ülkelerde ise enerji
üretimi ve bu üretim sonucu ortaya çıkabilecek
atıkların zararsız hale getirilmesi öncelikle
düşünülmektedir. Türkiye’ de Toryum yataklarının
zenginliği, toryumun kullanıldıktan sonra ortaya
çıkan minör aktinitlerin yeniden kritikaltı reaktörde
kullanılabilir olması gibi bir çok faktörlerden dolayı,
Hızlandırıcı Kontrollü Reaktör Sistemlere özel önem
verilmesi gerektiği açıktır.
−
β
β
Th 232 (n, γ )Th 233 →
Pa 233 →
U 233
26.97 d
σ= 7.56 b
t1/2=22.3 min
şeklinde gerçekleşir.
Kritikaltı reaktörün üretken yakıt malzemesi
232
ThO2’e %10 civarında 233UO2 karıştırılır.
Başlangıçta ∼28.5 ton ilk yakıt yüklemesi yapılır [3].
Doğal olarak bölünür (fissile) izotopu olmamasına
rağmen, Toryum’un yakıt olarak kullanılmasının
belli avantajları vardır [3,6].
Bunlar;
- Üretken malzeme olarak Toryum tesir kesiti
sebebiyle termal reaktörde yüksek dönüşme
oranına sahiptir.
- İzotopik zenginleştirme işlemine gerek
duyulmadığı için yakıt maliyeti düşüktür.
- Yakıt olarak 238U’e göre 232Th’nin
seçilmesi, Plütonyum üretimini önler.
- Toryumun ışınlanması esnasında yüksek Z’
li aktinitler çok az miktarlarda üretilir (Np,
Pu, Am, Cm gibi).
4
Şekil 3. Enerji Yükselteci [1].
Çizelge 3. ADS/EA için gelecek 15 yıllık çalışma aşamaları [10].
Yıl 2000
HIZLANDIRICI
-Araştırma ve
Geliştirme
-Tasarım
-Yapı
Deneysel ADS
altyapı hazırlığı
SPALLATION
Esas HedefHızlandırıcı
bağlantısı
Hızlandırıcı
işletimi&hedef
birleştirilmesi
KRİTİKALTI
SİSTEM
01
02
03
04
05
06
07
-Soğutucu ve yakıt
seçimi
-Tasarım ve
Lisanslama
-Yapım
-İşletme
5
08
09
10
11
12
13
14
15
KAYNAKLAR
[1] C. Rubbia, J.A. Rubio, S. Buono, F. Carminati,
N. Fiétier, J. Galvez, C. Gelés, Y. Kadi, R. Klapisch,
P. Mandrillon, J. P. Reval and Ch. Roche,
“Conceptual Design of a Fast Neutron Operated
High Power Energy Amplifier”, CERN/AT/95-44
(ET), 29th September 1995.
[2] J.W. Boldeman, “Accelerator Driven Nuclear
energy Systems”, http://www.atse.org
[3] Y.Y. Lee, “High Power Proton Accelerators,
http://mulli2.kps.or.kr
[4]
J.P. Schapira, p306, CAS 1996, Cyclotrons,
Linacs and Their Applications.
[5] C. Rubbia and J. A. Rubio, “A Tentative
Programme Towards A Full Scale Energy
Amplifier”,
CERN/LHC/96-11
(EET),
15th
July1996.
[6] J. P. Schapira, “The Use of Accelerators in The
Fission Energy Field”
[7] Carlo Rubbia, “The Energy Amplifier: A
Description
For
The
Non-Specialists”,
CERN/ET/Internal Note 96-01, January 5th, 1996.
[8] J. P. Revol, “Energy Concepts For The 21st
Century”, Lecture 4, March 21-24, 2000.
[9] James J. Duderstadt, Louis J. Hamilton, “Nuclear
Reactor Analysis”.
[10] Alex C. Mueller, Accelerator Division, IPN
ORSAY, CNRS/IN2P3 (Lecture at the CERN
Accelerator School, Prague, Mai 2001)
6