Знаймо

Додати знання

приховати рекламу

Цей текст може містити помилки.

Ядерний реактор



План:


Введення

Ядерний реактор CROCUS

Ядерний реактор - це пристрій, в якому здійснюється керована ланцюгова ядерна реакція, що супроводжується виділенням енергії. Перший ядерний реактор побудований в грудні 1942 в США під керівництвом Е. Фермі. Першим реактором, побудованим за межами США, став ZEEP, запущений в Канаді 5 вересня 1945 [1]. В Європі першим ядерним реактором стала установка Ф-1, яка заробила 25 грудня 1946 в Москві під керівництвом І. В. Курчатова. [2]

До 1978 в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів. Складовими частинами будь-якого ядерного реактора є: активна зона з ядерним паливом, зазвичай оточена відбивачем нейтронів, теплоносій, система регулювання ланцюгової реакції, радіаційний захист, система дистанційного управління. Основною характеристикою ядерного реактора є його потужність. Потужність в 1 МВт відповідає ланцюгової реакції, в якій відбувається 3 10 16 актів ділення в 1 сек.


1. Історія

Заснований на свідоцтві очевидця малюнок, що зображає запуск " Чиказької дровітні ".

Ланцюгова реакція поділу ядер (коротко - ланцюгова реакція) була вперше здійснена в грудні 1942. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Е. Фермі, створила перший у світі ядерний реактор, названий " Чиказької стесом "(Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані кулі з природного урану і його двоокису. Швидкі нейтрони, що з'являються після ділення ядер 235 U, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові поділу ядер. Реактори, подібні СР-1, в яких основна частка ділень відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їх складу входить дуже багато сповільнювача в порівнянні з ядерним паливом.

В СРСР теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи та контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Перший радянський реактор Ф-1 був побудований в Лабораторії № 2 АН СРСР ( Москва). Цей реактор виведений в критичний стан 25 грудня 1946. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах в графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності (частки вата, рідко - одиниці ватів). Результати досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проектів більш складних по конструкції промислових реакторів. В 1948 введено в дію реактор І-1 з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 вступила в дію перша в світі атомна електростанція електричною потужністю 5 МВт у м. Обнінську.


2. Пристрій і принцип роботи

2.1. Механізм енерговиділення

Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина володіє запасом енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини знаходяться в стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. Мимовільного переходу завжди перешкоджає енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії - енергії збудження. Екзоенергетіческая реакція полягає в тому, що наступного за порушенням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для порушення процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії часток, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку приєднується частинки.

Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для порушення реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Це можна досягти тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порога, що обмежує перебіг процесу. У разі молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай складає сотні кельвінів, в разі ж ядерних реакцій - це мінімум 10 Липня K з-за дуже великої висоти кулонівських бар'єрів стикаються ядер. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівських бар'єри мінімальні ( термоядерний синтез).

Порушення приєднуються частинками не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих часткам сил тяжіння. Але зате для порушення реакцій необхідні самі частки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючі реакцію частинки знову з'являються, як продукти екзоенергетіческой реакції.

Схематичне пристрій гетерогенного реактора на теплових нейтронах
1 - керуючий стрижень;
2 - біологічний захист;
3 - теплоізоляція;
4 - сповільнювач;
5 - ядерне паливо;
6 - теплоносій.

2.2. Конструкція

Будь ядерний реактор складається з наступних частин:


2.3. Фізичні принципи роботи

Див також основні статті:

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які зв'язані наступним співвідношенням:

\ Rho = {{k-1} \ over k}

Для цих величин характерні наступні значення:

  • k> 1 - ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичному стані, його реактивність ρ> 0;
  • k <1 - реакція загасає, реактор - подкрітічен, ρ <0;
  • k = 1, ρ = 0 - число поділок ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.

Умова критичності ядерного реактора:

k = k_0w = 1 \! , Де
  • w \! є частка повного числа утворюються в реакторі нейтронів, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого об'єму.
  • k 0 - коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів.

Звернення коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їх втратами. Причин втрат фактично дві: захоплення без розподілу й витік нейтронів за межі розмножуються серед.

Очевидно, що k 0, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більше, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k 0 <1, то ланцюгова реакція самопідтримується неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Таким чином, k 0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.

k 0 для теплових реакторів можна визначити по так званій "формулі 4-х співмножників":

k_0 = \ mu \ phi \ theta \ eta \! , Де

Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями теплос'ема.

Критичний обсяг ядерного реактора - обсяг активної зони реактора в критичному стані. Критична маса - маса речовини реактора, що знаходиться в критичному стані.

Найменшою критичною масою володіють реактори, в яких паливом служать водні розчини солей чистих діляться ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг . Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг [джерело не вказано 416 днів], незважаючи на те, що ступінь збагачення по ізотопу 235 була лише трохи більше 14%. Теоретично, найменшою критичною масою володіє 251 Cf, для якого ця величина складає всього 10 г.

З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад короткого циліндра або куба, так як ці фігури мають найменшим відношенням площі поверхні до об'єму.

Незважаючи на те, що величина (e - 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К - 1) <<1. Без цього процесу було б неможливим створення перших графітових реакторів на природному урані.

Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжуваних при спонтанному розподілі ядер урану. Можливо також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252 Cf або інших речовин.


2.4. Іодная яма

Основна стаття: Іодная яма

Іодная яма - стан ядерного реактора після його виключення, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135 Xe. Цей процес призводить до тимчасового появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, унеможливлює висновок реактора на проектну потужність протягом певного періоду (близько 1-2 діб).


3. Класифікація

3.1. За характером використання

За характером використання ядерні реактори діляться на:

  • Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування та експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує декількох кВт.
  • Дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і гамма-квантів, що створюються в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т. ч. деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідних реакторів не перевершує 100 МВт. Виділяється енергія, як правило, не використовується.
  • Ізотопні (збройові, промислові) реактори, що використовуються для напрацювання ізотопів, які використовуються в ядерні озброєння, наприклад 239 Pu.
  • Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, яка використовується в енергетиці, при опріснення води, для приводу силових установок кораблів, літаків [3] [4] [5] [6] [7] і космічних апаратів [3], у виробництві водню та металургії тощо Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів сягає 5 ГВт.

3.2. По спектру нейтронів


3.3. По розміщенню палива

У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, в порожнинних реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності / гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину уповільнення нейтронів в даному сповільнювачі. Так, реактори з так званої "тісного гратами" розраховуються, як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлено від сповільнювача.

Блоки ядерного палива в реакторі гетерогенному називаються тепловиділяючими збірками (ТВЗ), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної решітки, утворюючи осередки.


3.4. По виду палива

  • ізотопи урану 235, 238, 233 ( 235 U, 238 U, 233 U)
  • ізотоп плутонію 239 ( 239 Pu), також ізотопи 239-242 Pu у вигляді суміші з 238 U ( MOX-паливо)
  • ізотоп торія 232 (232 Th) (за допомогою перетворення в 233 U)

За ступенем збагачення:

  • природний уран
  • слабо збагачений уран
  • високо збагачений уран

За хімічним складом:


3.5. По виду теплоносія


3.6. За родом сповільнювача


3.7. По конструкції

3.8. За способом генерації пари

3.9. Класифікація МАГАТЕ

Найбільш поширеними в світі є водо-водяні (близько 62%) і киплячі (20%) реактори.


4. Матеріали реакторів

Матеріали, з яких будують реактори, працюють при високій температурі в поле нейтронів, γ-квантів і осколків поділу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, що застосовуються в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їх радіаційну стійкість, хімічну інертність, перетин поглинання та інші властивості.

Матеріал Щільність, г / см Макроскопічне перетин поглинання Εм -1
теплових нейтронів нейтронів спектра поділу
Алюміній 2,7 1,3 2,5 10 -3
Магній 1,74 0,14 3 10 -3
Цирконій 6,4 0,76 4 10 -2
Нержавіюча сталь 8,0 24,7 1 10 -1

Оболонки ТВЕЛів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють з матеріалів з ​​невеликими перетинами поглинання. Застосування матеріалів, слабо поглинаючих нейтрони, знижує непродуктивний витрата нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива і збільшує коефіцієнт відтворення КВ. Для поглинаючих стержнів, навпаки, придатні матеріали з великим перетином поглинання. Це значно скорочує кількість стержнів, необхідних для управління реактором.

Швидкі нейтрони, γ-кванти і осколки ділення ушкоджують структуру речовини. Так, в твердій речовині швидкі нейтрони вибивають атоми з кристалічної решітки або зрушують їх з місця. Унаслідок цього погіршуються пластичні властивості і теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на простіші молекули або складові атоми. Наприклад, вода розкладається на кисень і водень. Це явище відоме під назвою радіолізу води.

Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих з кристалічної решітки атомів на своє місце або рекомбінація водню і кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води неістотний в енергетичних некіпящей реакторах (наприклад, ВВЕР), в той час як у потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. В реакторах є спеціальні системи для її спалювання.

Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка ТВЕЛу з теплоносієм і ядерним паливом, тепловиділяючі касети - з теплоносієм і сповільнювачем і т. д.). Природно, що контактують матеріали повинні бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності служать уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.

У більшості матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск.


5. Вигорання і відтворення ядерного палива

У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків розподілу змінюється його ізотопний та хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків розподілу на реактивність ядерного реактора називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковиваніе (для стабільних ізотопів).

Основна причина отруєння реактора - 135 Xe, що володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6 10 6 барн). Період напіврозпаду 135 Xe T 1 / 2 = 9,2 год; вихід при діленні складає 6-7%. Основна частина 135 Xe утворюється в результаті розпаду 135 I (T 1 / 2 = 6,8 год). При отруєнні К еф змінюється на 1-3%. Велике перетин поглинання 135 Xe і наявність проміжного ізотопу 135 I приводять до двох важливих явищ:

  1. До збільшення концентрації 135 Xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності ( "Іодная яма"), що унеможливлює короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Даний ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина і тривалість иодной ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5 18 жовтня нейтрон / (см сек) тривалість йодної ями ~ 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна К еф, викликане отруєнням 135 Xe.
  2. Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф> 18 жовтня нейтронів / (см сек) і великих розмірах реактора. Періоди коливань ~ 10 ч.

При поділі ядер виникає велика кількість стабільних осколків, які розрізняються перетинами поглинання в порівнянні з перетином поглинання ділиться ізотопу. Концентрація осколків з великим значенням перетину поглинання досягає насичення протягом декількох перших діб роботи реактора. Головним чином це 149 Sm, що змінює К еф на 1%). Концентрація осколків з малим значенням перетину поглинання і вноситься ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

Освіта трансуранових елементів в ядерному реакторі відбувається за такими схемами:

  1. 235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 діб) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 добу) → 238 Pu
  2. 238 U + n → 239 U → (23 хв) → 239 Np → (2,3 добу) → 239 Pu (+ осколки) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+ осколки) + n → 242 Pu + n → 243 Pu → (5 год) → 243 Am + n → 244 Am → (26 хв) → 244 Cm

Час між стрілками позначає період напіврозпаду, "+ n" позначає поглинання нейтрона.

На початку роботи реактора відбувається лінійне накопичення 239 Pu, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235 U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація 239 Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перетинів захвату нейтронів 238 U і 239 Pu. Характерний час встановлення рівноважної концентрації 239 Pu ~ 3 / Ф років (Ф в од. 13 жовтня нейтронів / см сек). Ізотопи 240 Pu, 241 Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.

Вигорання ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилася в реакторі на 1 тонну палива. Ця величина становить:

  • ~ 10 Гвт добу / т - реактори на важкій воді;
  • ~ 20-30 Гвт добу / т - реактори на низькозбагачений уран (2-3% 235 U);
  • до 100 Гвт добу / т - реактори на швидких нейтронах.

Вигорання 1 Гвт добу / т відповідає згоранню 0,1% ядерного палива.

У міру вигорання палива реактивність реактора зменшується. Заміна вигорілого палива здійснюється відразу з усієї активної зони або поступово, залишаючи в роботі ТВЕЛи різних "віків".

У разі повної заміни палива, реактор має надлишкову реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібно тільки при першому пуску реактора. Безперервна перевантаження дозволяє підвищити глибину вигорання, оскільки реактивність реактора визначається середніми концентраціями діляться ізотопів.

Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок "ваги" виділилася енергії. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β-і γ-випромінювання осколків поділу і трансуранових елементів, в паливі продовжується виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв після зупинки виділення енергії становить близько 3%, через 1 год - 1%, через добу - 0,4%, через рік - 0,05%.

Відношення кількості діляться ізотопів Pu, що утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235 U називається коефіцієнтом конверсії K K. Величина K K збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Для важководного реактора на природному урані, при вигорянні 10 ГВт добу / т K K = 0,55, а при невеликих вигоряння (в цьому випадку K K називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) K K = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє одні й ті ж ізотопи ( реактор-розмножувачів), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигорання називається коефіцієнтом відтворення К В. У ядерних реакторах на теплових нейтронах К В <1, а для реакторів на швидких нейтронах К В може досягати 1,4-1,5. Зростання К В для реакторів на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що, особливо у випадку 239 Pu, для швидких нейтронів g зростає, а а падає.


6. Управління ядерним реактором

Управління ядерним реактором можливо тільки завдяки тому, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків з запізненням, яке може скласти від декількох мілісекунд до декількох хвилин.

Для управління реактором використовують поглинають стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, сильно поглинаючих нейтрони (в основному В, Cd і деякі інші) та / або розчин борної кислоти, у певній концентрації додається в теплоносій ( борное регулювання). Рух стрижнів управляється спеціальними механізмами, приводами, що працюють за сигналами від оператора або апаратури автоматичного регулювання нейтронного потоку.

На випадок різних аварійних ситуацій в кожному реакторі передбачено екстрене припинення ланцюгової реакції, здійснюване скиданням в активну зону всіх поглинаючих стержнів - система аварійного захисту.


7. Залишковий тепловиділення

Важливою проблемою, безпосередньо пов'язаною з ядерною безпекою, є залишкове тепловиділення. Це специфічна особливість ядерного палива, яка полягає в тому, що, після припинення ланцюгової реакції поділу і звичайної для будь-якого енергоджерела теплової інерції, виділення тепла в реакторі триває ще довгий час, що створює ряд технічно складних проблем.

Залишковий тепловиділення є наслідком β- і γ- розпаду продуктів поділу, які накопичилися в паливі за час роботи реактора. Ядра продуктів поділу внаслідок розпаду переходять в більш стабільний або повністю стабільний стан з виділенням значної енергії.

Хоча потужність залишкового тепловиділення швидко спадає до величин, малих порівняно зі стаціонарними значеннями, у потужних енергетичних реакторах вона значна в абсолютних величинах. З цієї причини залишкове тепловиділення тягне необхідність тривалий час забезпечувати тепловідвід від активної зони реактора після його зупинки. Це завдання вимагає наявності в конструкції реакторної установки систем розхолоджування з надійним електропостачанням, а також обумовлює необхідність тривалого (протягом 3-4 років) зберігання відпрацьованого ядерного палива у сховищах із спеціальним температурним режимом - басейнах витримки, які зазвичай розташовуються в безпосередній близькості від реактора [8] [9] [10] [11].


Література

Примітки

  1. "ZEEP - Canada's First Nuclear Reactor" - www.sciencetech.technomuses.ca / english / whatson / zeep.cfm, Canada Science and Technology Museum.
  2. Грешілов А. А., Єгупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерний щит - М .: Логос, 2008. - 438 с. - ISBN 978-5-98704-272-0.
  3. 1 2 Ядерний прометей. Літак з ядерним реактором. Ракети на ядерному паливі, погано забуте старе - www.moldova.ru/index.php?tabName=articles&owner=39&id=985
  4. Ту-95ЛАЛ літак з ядерним реактором - vfk1.narod.ru/Tu-95LAL.htm
  5. Російський сайт ядерного нерозповсюдження. Літак з ядерним реактором - nuclearno.ru / text.asp? 10093
  6. Ту-119 Експериментальний літак з ядерною силовою установкою. - airbase.ru/sb/russia/tupolev/119 /
  7. Ту-95ЛАЛ Тактико-технічні характеристики - www.airwar.ru/enc/xplane/tu95lal.html
  8. Андрушечко С. А., Афор А. М., Васильєв Б. Ю., Генералів В. Н., косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Українців В. Ф. АЕС з реактором типу ВВЕР-1000. Від фізичних основ експлуатації до еволюції проекту - М .: Логос, 2010. - 604 с. - 1000 прим . - ISBN 978-5-98704-496-4.
  9. Кириллов П. Л., Богословська Г. П. Тепло-масообмін в ядерних енергетичних установках - М .: Вища школа, 2000. - 456 с. - 1000 прим . - ISBN 5-283-03636-7.
  10. Овчинников Ф. Я., Семенов В. В. Експлуатаційні режими водо-водяних енергетичних реакторів - 3 вид., Пров. і доп .. - М .: Вища школа, 1988. - 359 с. - 3400 екз . - ISBN 5-283-03818-1.
  11. Сидоренко В. А. Питання безпечної роботи реакторів ВВЕР - М .: Атомиздат, 1977. - 216 с. - (Проблеми ядерної енергетики). - 3000 екз .

Цей текст може містити помилки.

Схожі роботи | скачати

Схожі роботи:
Гомогенний ядерний реактор
Гетерогенний ядерний реактор
Канальний ядерний реактор
Корпусних ядерний реактор
Важководяний ядерний реактор
Ядерний реактор з твердим теплоносієм
Графіто-водний ядерний реактор
Графито-газовий ядерний реактор
Водо-водяний ядерний реактор
© Усі права захищені
написати до нас
Рейтинг@Mail.ru