* ** l% f*\ Twórca wynalazku: Uprawniony z patentu: Outokumpu Oy, Helsinki (Finlandia) Urzadzenie do pomiaru koncentracji skladników w materiale za pomoca metody wychwytowego promieniowania gamma Przedmiotem wynalazku jest urzadzenie do po¬ miaru koncentracji skladników w materiale za po¬ moca wychwytowego promieniowania gamma, skladajacego sie ze zródla neutronów, detektora promieniowania gamma oraz ze znajdujacego sie pomiedzy nimi spowalniacza.Metoda wychwytowego promieniowania gamma jest znana. W metodzie tej neutrony wylatujace ze zródla neutronów isa wychwytywane poprzez ja¬ dra atomowe próbki ,przez co wyzwala sie energia w postaci promieniowania gamma. Identyfikacja elementów obecnych w próbce oraz obliczenie ich koncentracji moga byc przeprowadzane na podsta¬ wie pomiarów energii i natezenia promieniowania gamma.Metoda wychwytowego promieniowania gamma byla badana przez dlugi okres czasu i stosowano Ja przy róznych zródlach neutronów, takich jak reaktory, generatory neutronowe i zródla izotopo¬ we. Neutrony wylatujace ze zródla sa to neutrony predkie, które musza byc opózniane we spowalnia- czu przed wywolaniem reakcji jadrowych, wytwa¬ rzajacych wychwytowe promieniowania gamma.Opóznianie najlepiej przeprowadza sie w substan¬ cji o lekkich jadrach atomowych {wodór}. Energie i natezenia wytworzonego promieniowania gamma sa wykrywane za pomoca spektroskopu promieni gamma, zas identyfikacje elementów i ich koncen¬ tracje mozna oznaczac na podstawie tych stwier¬ dzonych energii i natezen. 10 15 20 25 30 2 Najwazniejsza korzysc metody wychwytowego promieniowania gamma polega na tym, ze w próbce jest duza predkosc wnikania neutronów i promieniowania gamma. Przykladowo, warstwa polowicznego oslabienia mieszaniny stanowiacej wsad promieniowego pieca do wytapiania wynosi okolo 6 cm dla neutronów i okolo 12 cm dla pro¬ mieniowania gamma. Warstwa polowicznego osla¬ bienia dla neutronów moze ulegac znacznym zmia¬ nom w zaleznosci od próbki. Zwykle absorbcja pro¬ mieniowania gamma zalezy tylko od grubosci próbki. Próbki sa zwykle bardzo gruboziarniste.Pomiar moze byc takze dokonywany przez gruba plytke aluminiowa.Ponacfcto pomiar mozna przeprowadzac bezpo¬ srednio z rury procesowej, zbiornika lub przenos¬ nika.Jesli zloze próbki jest wystarczajaco grube, wów¬ czas detektor i zródlo moga byc umieszczone po przeciwnych stronach próbki, przez co odleglosc miedzy nimi jest wieksza, co jest korzystne dla ochrony detektora. Jednakze, gdy stosuje sie grub¬ sza próbke, wówczas duza czesc promieniowania gamma musi przejsc przez cala warstwe próbki, zwiekszajac tym samym tlo Comptona w widmie i wówczas korzystniejsze jest zastosowanie ukladu, w którym detektor i zródlo znajduja sie po tej sa¬ mej stronie próbki.Wedlug istniejacych publikacji, metode wychwy¬ towego promieniowania gamma, stosowana jako 112 043 I112 043 3 proces ciagly, przeprowadzano wylacznie z wyko¬ rzystaniem detektora scyntylacyjnego. Detektor pólprzewodnikowy byl stosowany w pomiarach nieciaglych, na przyklad przy analizie wierconych otworów. Jest to spowodowane tym, ze predkie elektrony uszkadzaja cletektor pólprzewodnikowy nawet przy dosc malych ilosciach (mniej -niz 1010 neutronów/cm2)i.Przy analizie wsadu plomieniowego pieca do wy¬ tapiania jest jednakze konieczna lepsza rozdziel¬ czosc detektora pólprzewodnikowego dla przepro¬ wadzenia wyraznego rozróznienia miedzy liniami rozmaitych substancji. Tym samym, zagadnienie polega na uzyskaniu wystarczajacej ilosci neutro¬ nów termicznych w próbce i jednoczesnie na za- -bezpieczeniu predkich neutronów przed wchodze¬ niem do* fetektora. Detektor musi byc usytuowa¬ ny tak blisko próbki, aby mozna bylo skutecznie wykrywac ilosci wychwytowego promieniowania gamma.Celem wynalazku jest rozwiazanie powyzszego zagadnienia i opracowanie urzadzenia pomiarowe¬ go, za pomoca którego moze byc przeprowadzony pomiar wychwytowego promieniowania gamma na bazie pracy ciaglej z wysoka wydajnoscia.' Urzadzenie do pomiaru koncentracji skladdików w materiale za pomoca metody wychwytowego promieniowania gamma, zawierajace zródlo neu¬ tronowe w postaci zródla izotopowego wzglednie generatora neutronowego, detektor promieniowania gamma oraz spowalniac^, otaczajacy zródlo neutro¬ nowe, wedlug wynalazku charakteryzuje sie tym, ze przynajmniej czesc spowalniacza jest zbudowa¬ na z ciezkiej wody, przy czym pomiedzy zródlem neutronowym a detektorem promieniowania gam¬ ma znajduje sie substancja ciezka, korzystnie biz¬ mut, absorbujaca neutrony jedynie w nieznacznym stopniu, natomiast absorbujaca promieniowanie gamma i rozpraszajaca szybkie neutrony, zas ta substancja ciezka ma nadany ksztalt pojedynczego stozka wzglednie kolejno nastepujacych po sobie dwóch stozków, przy czym wierzcholek takiego stozka znajduje sie w poblizu zródla neutronowe¬ go, a jego podstawa jest zwrócona w strone detek¬ tora promieniowania gamma.Czesc substancji spowalniacza korzystnie stanowi grafit, usytuowany wokól ciezkiej wody.Substancje spowalniacza dodatkowo moze stano¬ wic zwykla woda wzglednie inna substancja zawie¬ rajaca wodór.Natezenie zródla neutronowego wynosi korzyst¬ nie okolo 5 • 107 neutronów a odleglosc pomiedzy zródlem neutronowym a detektorem promieniowa¬ nia gamma powinna wynosic minimalnie okolo 45 cm i odleglosc ta powinna wzrastac o okolo 15 cm, gdy natezenie wzrosnie o jedna dziesiata.Znajdujaca sie wokól zródla neutronowego ciez¬ ka woda ma korzystnie nadany ksztalt stozka scie¬ tego, którego wezszy koniec znajduje sie po stronie zródla neutronowego, zas szerszy koniec znajduje sie po stronie detektora promieniowania gamma.Odleglosc pomiedzy substancja ciezka a pólprze¬ wodnikowym detektorem promieniowania gamma 4 w ciezkiej wodzie powinna wynosic minimum 10 cm.Detektor promieniowania gamma mozna korzyst¬ nie umiescic wewnatrz rury z przeplywajacym ma- 9 terialem badanym, który samoistnie bedzie dzialal czesciowo jako spowalmiacz.Ponizej zostana przedstawione zasady teoretyczne lezace u podstaw wynalazku.Opóznianie i dyfuzja neutronów stanowi trudny matematycznie problem, którego dokladne rozwia¬ zanie moze byc oznaczone tylko za pomoca bardzo prostej geometrii, przykladowo geometrii kulistej.Baza pomiarowa zawiera jednakze wiele róznych materialów i powierzchni granicznych o rozmaitych kierunkach. Najprostsze rozwiazanie w tym przy¬ padku polega na wykorzystaniu w obliczeniach metody Monte Carlo, opartej na znajomosci zasad rachunku prawdopodobienstwa, rzadzacych zacho¬ waniem sie pojedynczego neutronu w kazdym osrodku. Siedzac zachowanie kilku róznych neutro¬ nów (przebieg opózniania neutronu, zmiany kie¬ runku wskutek zderzenia z atomami i koncowa absorpcja) dochodzi sie stopniowo do ustalenia liczby i rozkladu energii neutronów w róznych miejscach.W zwiazku z obecnym wynalazkiem przeprowa¬ dzono za pomoca metody Monte Carlo obliczenia dotyczace rozmaitych ukladów pomiaru wychwyto¬ wego promieniowania gamma i stwierdzono, ze istotne znaczenie ma zastosowanie nieznacznie ab¬ sorbujacych substancji opózniajacych (ciezka woda, grafit)'. Ustalono równiez odpowiednia geometrie oraz przeprowadzono badania próbne wykazujac, ze wyniki zalozeniowych obliczen byly prawidlowe.Przedmiot wynalazku zostanie zobrazowany na podstawie rysunku, na którym fig. 1 przedstawia krzywe, wyjasniajace teorie wynalazku, fig. 2 — rozmaite odmiany bizmutowego ekranu radiacyj¬ nego, fig. 3 — szczególnie korzystny uklad pomia¬ rowy, fig. 4 — inny uklad pomiarowy, fig. 5 i 6 — widma mierzone przy zastosowaniu urzadzenia we¬ dlug wynalazku, fig 7 — inny uklad pomiarowy, nieznacznie zmodyfikowany, a fig. 8 — zastosowa¬ nie urzadzenia wedlug wynalazku do pomiaru plyn¬ nej mieszanki.Wyniki przedstawione na fig. 1 byly uzyskane poprzez obliczeniowe wyznaczenie strumienia neu¬ tronów termiczncyh i strumienia neutronów pred¬ kich na bazie obszarów kulistych H20 i D20 o pro¬ mieniu 100 cm. Wykresy pokazuja, ze w przypad¬ ku H20 strumien neutronów termicznych opada z ta sama predkoscia co strumien predkich neutro¬ nów, podczas gdy w przypadku DzO dyfuzja roz¬ szerza strumien neutronów termicznych na wiek¬ szej przestrzeni bez absorpcji, a redukcje strumie¬ nia rozpoczyna jedynie ucieczka neutronów na ze¬ wnatrz obszaru kulistego.Odleglosc opózniania grafitu jest wieksza, a od¬ leglosc dyfuzji mniejsza niz dla D*0, lecz ze wzgle¬ du na niska cene grafitu korzystne jest zastosowa¬ nie go wokól D20 oraz, jezeli to mozliwe, H2O wo¬ kól grafitu.W celu rozproszenia predkich neutronów, poda¬ zajacych w strone detektora i w celu absorbowa- 15 20 25 30 35 40 45 50 55 80112 043 nia promieni gamma zródla, korzystne jest zasto¬ sowanie pomiedzy zródlem a detektorem stozka bizmutowego. Bizmut prawie nie wysyla jakiego¬ kolwiek zaklócajacego wychwytowego promienio¬ wania gamma i stanowi substancje ciezka. Jednak¬ ze bizmut zastosowany z detektorem pólprzewodni¬ kowym stanowi bardzo slaby spowalniacz, i nie powinien siegac tak daleko jak detektor, aby pred¬ kie neutrony nie podazaly wzdluz niego do detek¬ tora.Przedstawiona tabela 1 pokazuje ilosc (n) neutro¬ nów dochodzacych do detektora w pewnym okre¬ sie czasu w ukladach wedlug fig. 2. Odleglosc D2C nie odgrywa istotnej roli, jednakze cokolwiek lep¬ sza jest odleglosc wieksza. Dalszy wplyw na po¬ lepszenie sytuacji ma szerszy stozek wstepny. Roz¬ prasza on neutrony w obszarze o wiekszym kacie. 6 a b 1 n A 10 — 50 147 Tabel B 20 — 50 131 La 1 C 10 10 50 168 ° 1 1 20 — 50 113 (cm) (cm) (cm) Na figurze 2 pokazano detektor promieniowania gamma 1, który moze stanowic na przyklad detek¬ tor pólprzewodnikowy, oraz stozek rozpraszajacy zbudowany z substancji ciezkiej 2, która przykla¬ dowo jest bizmut. Wokól stozka rozpraszajacego znajduje isie oslonieta stozkowo ciezka woda 3, zas zródlo neutronowe oznaczono jako 4. Ciezka woda 3 jest dosc droga i z tego wzgledu nalezy optyma¬ lizowac jej ilosc. Wynik tej optymalizacji stanowi uklad przedstawiony na fig. 3. W tyim ukladzie przewazajaca czesc spowalniacza jest wykonana z grafitku 5 zamiast z ciezkiej wody 3.Jednakze korzystne jest zastosowanie ciezkiej wody po stronie zwróconej ku detektorowi promie¬ niowania gamma 1, poniewaz bardzo istotne jest, aby neutrony dochodzace do detektora zostaly juz spowolnione do predkosci termicznej. Obliczono szerokosc koniecznego obszaru D^O i zaobserwo¬ wano, ze zwiekszenie ilosci D20 ponad okolo 12 lit¬ rów nie polepsza w istotny sposób sytuacji.Na figurze 3 jest oznaczony detektor promienio¬ wania gamma 1, stozek rozpraszajacy z substancji ciezkiej 2 i ciezka woda 3 wokól stozka rozprasza¬ jacego. Przy wierzcholku stozka rozpraszajacego jest umieszczone zródlo neutronowe 4, warstwe grafitu oznaczono jako 5, zas odnosnikiem 6 ozna¬ czono badany material, umieszczony przykladowo na przenosniku.Zródlo neutronowe zastosowano w badaniach i obliczeniach, jest to zródlo izotopowe ^^Cf, ponie¬ waz cechuje je najlepsza wydajnosc neutronów na jednostke aktywnosci promieniotwórczej, cena jest •przystepna a widmo neutronowe miekkie. Oczywi¬ scie mozna równiez stosowac inne zródla izotopowe lub generatory neutronowe.Podawane w literaturze dane dotyczace ilosci predkich neutronów, tolerowanych przez detektor, róznia sie w dosc znacznym stopniu. Zastosowaina ilosc 109 n/cm2, stanowiaca ostroznie dobrana war- 10 15 20 25 30 35 40 50 55 00 65 tosc srednia, zostala tu potraktowana' jako punkt wyjsciowy. Na podstawie symulowania, powieksze¬ nie o 15 cm odleglosci pomiedzy zródlem a detek¬ torem zmniejsza dawke predkich neutronów do jednej dziesiatej.W tabeli 2 zestawiono uzyskane wartosci uzy¬ tecznego okresu trwalosci detektora przy optymal¬ nej geometrii i odmiennych odleglosciach dla 20 i^g^^f: Tabela 2 Wplyw odleglosci na uzyteczny okres trwalosci detektora i natezenie promieniowania gamma Odleglosc 45 cm 55 cm 60 cm 65 cm Uzyteczny okres trwalosci detektora 110 dni 1,4 lat 3 lata 6,3 lat Wzgledne natezenie promieniowania gamma .2,2 1,2 0,8 0,5 Najbardziej korzystne jest zastosowanie w kon¬ strukcji odleglosci okolo 65 cm, jakkolwiek w ba¬ daniu eksperymentalnym wynosila ona 55 cm.Uszkodzony detektor nie jest bezuzyteczny, ponie¬ waz moze byc naprawiony przez wytwórcej Eksperymentalny uklad geometryczny wedlug fig. 4 uzyskano na podstawie przeprowadzonej op¬ tymalizacji.Na figurze 4 odnosniki 1 — 6 oznaczaja te same czesci jak powyzej. Odnosnikiem 7 oznaczono ze¬ spól podtrzymujacy, który utrzymuje we wlasci¬ wym polozeniu stozek rozpraszajacy z substancji ciezkiej 2. Odnosnikiem 8 oznaczano butle z plyn¬ nym azotem; plynny azot jest stosowany w celu utrzymania detektora w niskiej temperaturze.W zbiorniku z materialem badanym 6 wykonano wglebienie dla przedwzmacniacza detektora.Nalezy zauwazyc, ze ten uklad byl wykonany dla badan laboratoryjnych, natomiast w zastosowaniach prr rzrych ulrlad taki moze znacznie sie róznic.Wyposazenie dostepne dla badan eksperymental¬ nych zawieralo Ge(Li) detektor (objetosc 1,10 cm^ skutecznosc 21,8%) i sprzezony z nim system z ma¬ szyna matematyczna do przetwarzania danych.Uzyskane wyniki byly podane w postaci listowa¬ nia na tasmie perforowanej i pisaku X — Y.Jako zródlo zastosowano 1 H-g^^Cf. Czas pomiaru wy¬ nosi IGO min., zas jako 'badane próbki zastosowa¬ no koncentraty Ni i Cu.S^zenia glównych skladników koncentratów sa podane w tabeli 3.Tabela 3 Stezenie glównych skladników koncentratów Koncentrat Cu Koncentrat Ni Ni % 5,52 0,21 Cu % 3,40 24,8 S % 23,3 29,6 Fe % 29,8 29,8 Si02 1 * 24,9 M |112 043 Ponadto przeprowadzono pomiary poprzez zasta¬ pienie próbki roztworem kwasu ortoborowego, po¬ siadajacego zdolnosc odbicia neutronów termicz¬ nych w przyblizeniu równa zdolnosci odbicia prób¬ ki. Geometria ukladu tego pomiaru jest pokazana na fig. 4.Geometria ta byla zmieniana, tak ze pusty ob¬ szar otaczajacy detektor pomiedzy próbka a spo- walniaczem byl wypelniany materialem badanym, zas w innych przypadkach wokól detektora umiesz¬ czono kawalki grafitu jako reflektory. Dodatkowo przeprowadzono badania eksperymentalne wplywu na widlmo cienkiej plytki Cd, umieszczonje w celu ochrony detektora. Stosunkowo znaczna wysokosc urzadzenia pokazanego na fig. 4 byla spowodowa¬ na tym, ze grafit byl w postaci pretów o standar¬ dowej dlugosci.Zastosowany do przetwarzania widma program byl to program zwany Vipunen, opracowany, na Wydziale Fizyki Uniwersytetu w Helsinkach. Na' podstawie miedzynarodowych badan stwierdzono, ze jest to bardzo dobry program do przetwarzania widma. Program wykrywa Obecnosc pików, wzor¬ cuje energie, okresla tlo i oblicza powierzchnie pi¬ ków i ich wartosci bledu. Listowanie podalo, do¬ datkowo do widma, takze zestawienie pików i ich parametry.Najwazniejsze piki rozmaitych substancji zasto¬ sowano do oszacowania bledu wywolanego staty¬ styka impulsów: Fe: 7,646 MeV i 7,632 MeV z pikami ucieczki S: 5,420 MeV z pikami ucieczki, 3,221 MeV, 2,931 •MeV i 2^80MeV ^ Cu: 7,915 MeV i 7,306 MeV z pikami ucieczki Ni: 8,999 MeV i 8,535 MeV z pikami ucieczki Si: 4,934 MeV i 3,539 MeV.Wyniki uzyskane przy zastosowaniu koncentratu Ni sa zestawione w tabeli 4.Tabela 4 Zródlo 1 iig^^Cf, czas pomiaru 100 min, koncentrat Ni 10 15 30 36 s Fe Cu i Ni SiOz Blad wzgledny % 4,1 13 9,0 4,5 11*5 1 Blad bezwzgledny % 0,96 0,54 0,31 0,25 2,9 Odpowiadajace wymiki bylyby uzyskane przy za¬ stosowaniu 10 pug/,10 min lufo 20 img/5t min. Blad móglby byc zredukowany do polowy przez cztero¬ krotne wydluzenie czasu.Na figurze 5 i 6 sa przedstwaione czesci widma koncentratu Ni.Wychwytowe promieniowanie gamma oraz piki aktywacji, wytwarzane przez material strukturalny detektora, moga byc wyeliminowane przy zastoso¬ waniu ekranu Cd. Niektóre absorbenty neutronów inne niz Cd moglyby pogarszac stosunek pik — tlo do mniejszego stopnia. Ilosc wychwytowego pro- 55 65 mieniowania gamma otrzymywanego z próbki przy zastosowaniu ekranu Cd byla zredukowana o 1,7.Na figurze 7 jest przedstawione urzadzenie po¬ miarowe wedlug wynalazku, usytuowane do po¬ miaru przykladowo materialu badanego 6, trans¬ portowanego na przenosniku Reedlera, Geometria ukladu jest tu taka sama jak pokazana na fig. 3 i 4 z tym wyjatkiem, ze uklad zostal odwrócony.Oczywiste jest, ze geometria ukladu moze ule¬ gac rozmaitym zmianom bez wykraczania poza idee wynalazku, która jest zastosowanie jako spowal- niacza ciezkiej wody. Jesli przykladowo badanym materialem 6 jest material przeplywajacy w rurze, na przyklad plynna mieszanka, to ona sama takze pracuje jako spowalniacz. Detektor moze byc wte¬ dy umieszczony w mieszance i wówczas uklad be¬ dzie podobny do pokazanego na fig. & W tym przy¬ padku badany material 6, to znaczy plynna mie¬ szanka, przeplywa w rurze, w srodku której umie¬ szczony jest detektor. Oczywiscie mozliwe jest tak¬ ze kilka innych odmian.Zastrzezenia patentowe 1. Urzadzenie do pomiaru koncentracji skladni¬ ków w materiale za pomoca metody wychwyto¬ wego promieniowania gamma, zawierajacego zród¬ lo neutronowe w postaci zródla izotopowego wzglednie generatora neutronowego, detektor pro¬ mieniowania gamma oraz spowalniacz, otaczajacy zródlo neutronowe, znamienne tym, ze przynaj¬ mniej czesc spowalniacza jest zbudowana z ciezkiej wody (2, przy czym pomiedzy zródlem neutrono¬ wym (4) a detektorem promieniowania gamma (1) znajduje sie substancja ciezka (2), korzystnie biz¬ mut, absorbujaca neutrony jedynie w nieznacznym stopniu, natomiast absorbujaca promieniowanie gamma i rozpraszajaca szybkie neutrony, zas ta substancja ciezka (2) ma nadany ksztalt pojedyn¬ czego stozka wzglednie kolejno nastepujacych po sobie dwóch stozków, przy czym wierzcholek takie¬ go stozka znajduje sie w poblizu zródla neutrono¬ wego (4), a jego podstawa jest zwrócona w strone detektora promieniowania gamma (1). 2. Urzadzenie wedlug zastrz. 1, znamienne tym, ze czesc substancji spowalniacza stanowi grafit (5), usytuowany korzystnie wokól ciezkiej wody (3). 3. Urzadzenie wedlug zastrz. 1 albo 2, znamienne tym, ze substancje spowalniacza dodatkowo stano¬ wi zwykla woda wzglednie inna substancja zawie¬ rajaca wodór. 4. Urzadzenie wedlug zastrz. 1, znamienne tym, ze natezenie zródla neutronowego (4) wynosi okolo 5 • 107 neutronów a odleglosc pomiedzy zródlem neutronowym (4) a detektorem promieniowania gamma (1) wynosi minimalnie okolo 45 cm i od¬ leglosc ta wzrasta o okolo 15 cm, gdy natezende rosnie o jedna dziesiata. 5. Urzadzenie wedlug zastrz. 4, znamienne tym, ze wokól zródla neutronowego (4) znajduje sie ciezka woda (3), majac nadany ksztalt stozka scie¬ tego, którego wezszy koniec znajduje sie po stro¬ nie zródla neutronowego (4), zas szerszy koniec znajduje sie po stronie detektora promieniowania gamima (1). .112 043 9 6. Urzadzenie wedlug zastrz. 1, znamienne tym, ze odleglosc pomiedzy substancja ciezka (2) a pól¬ przewodnikowym detektorem promieniowania gamma (1) w ciezkiej wodzie (3) wynosi minimum 10 cm. 10 7. Urzadzenie wedlug zastrz. 1, znamienne tym, ze detektor promieniowania gamma (1) jest umie¬ szczony wewnatrz rury z przeplywajacym materia¬ lem badanym (6), który samoistnie dziala czesciowo jako spowalniacz. fantsyoiwrly tirumkAA TOaia DO cm 1 z1 Z1 /1 kliiako mpuketi HU) 2.22M.V s(1) 2.37Mt* Sil) Zróóto i/cOf** Cto* pthfru 100mim [{¦) f*P* & pik f wdwLf (n) pikf ud** ~kh: s sin SU) mm ftWl x Fe($) SU) L61MeV WMeV IttNrt 6J2MeV 7.13 MeV 1300 2100 2600 2800 Kanat112 043 ? Liczba iinpul6otli Fetfl 763M«V 60000 10 000 20000, FeIl I 7.6tMeV Nildl 797MeV Cu(f) 791 Me V i /.aipier LuuJJ Milsi B,0?MeV §iZQ.~ E ?rvdtO Im$ Cf2Sl (f) felwL (-,) pilJ ucilcrjk. (d) pikl uciei2k.\.Nils) 8.LBMeV Ni(f) 8.53 M*Y N.KI 8,99Wel 7^: i 3000 3200 ****!«" ^ ZGK 5 Btm. Zam. 9154 — 100 egz.Cena zl 100,— PL