Перспективные виды ядерного топлива

Размещено на http://www.allbest.ru/

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

(НИЯУ МИФИ)

Реферат

По курсу «Ввод, вывод из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла»

На тему: «Перспективные виды ядерного топлив»

Выполнил студент группы

Терешков Сергей Алексеевич

Москва 2022

Содержание

Введение

В настоящее время основным видом ядерного топлива для тепловыделяющих элементов АЭС почти любого типа является диоксид урана в оболочке из циркониевого сплава. Это топливо обеспечивает приемлемые характеристики твэлов для 4-5-годичной кампании при глубине выгорания до 60 МВт * сут/кг и. [1] Однако все время предпринимаются попытки увеличить эффективность использования ядерного топлива. Поэтому не прекращаются поиски способов улучшения эксплуатационных характеристик этого топлива для повышения безопасности и экономичности АЭС.

1. Толерантное топливо

Толерантное топливо (англ. - Accident Tolerant Fuel) - ядерное топливо, устойчивое к нештатным ситуациям на АЭС.

Разработка толерантного топлива -- ?приоритетное направление для создателей топлива в последнее десятилетие. Необходимость создать топливо, максимально, насколько это возможно, препятствующее развитию тяжелых аварий, возникла после анализа причин аварии на АЭС «Фукушима Даичи»: прекращения функционирования системы охлаждения и пароциркониевой реакции при температуре свыше 1200 . Путей развития технологий пока два: уменьшить количество циркония в реакторе и изменить химический состав топливной композиции так, чтобы увеличилась теплоотдача топлива. [2]

Нельзя говорить, что одно только новое топливо сможет предотвратить аварии. Но цель его создания -- ?обеспечить запас времени для реагирования на редкие аварийные события, а также дать технологические и экономические преимущества при нормальной эксплуатации реактора.

Усилия разработчиков направлены на создание как новых материалов оболочки, так и топливной композиции. Наиболее быстрым из возможных решений считается разработка покрытий оболочек, в том или ином виде включающих хром. Вариант, требующий более длительного изучения, но потенциально интересный для производства оболочек -- ?композитные материалы на базе карбида кремния. Для топливных композиций рассматриваются варианты с добавлением хрома или молибдена, а также использование вместо оксида урана силицида или нитрида урана.

Хромовые покрытия на циркониевых сплавах обеспечивают повышенную коррозионную и износостойкость и сниженную водородопроницаемость, что способствует сохранению пластичности циркониевых сплавов.

Предпочтительной технологии нанесения покрытия пока не выявлено, различные производители используют вариант, который они сочли наиболее приемлемым. Так, в статье научного сотрудника отделения импульсных процессов «ТРИНИТИ» Алексея Якушкина и профессора кафедры теоретической физики МГОУ Федора Высикайло отмечается, что комплексные методы нанесения обладают высокой технологической, но низкой экономической эффективностью. Та же проблема у метода сильного легирования поверхности. Более перспективны, по мнению авторов, лазерные методы нанесения. Также они отмечают привлекательность магнетронных методов покрытия твэлов благодаря высокой скорости нанесения и однородности покрытия.

К новым топливным композициям можно отнести легированный диоксид урана (UO2), топливо с высокой плотностью (например, U3Si2) и металлическое, например, уран-молибденовое топливо.

“Замыкающее трио”

Сегодня атомная энергетика стремится к замыканию ЯТЦ, что вынуждает разрабатывать новые методы переработки ОЯТ и усовершенствовать существующие, с целью повышения экологичности и безопасности. Ниже будут рассмотрены разработки, связанные с производством инновационного топлива.

2. МОКС-топливо

MOX-топливо (англ. Mixed-Oxide fuel) -- ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обеднённого урана, которая ведёт себя в смысле течения цепной реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащённого урана. MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространённого типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах. Однако более эффективное использование MOX-топлива -- сжигание в реакторах на быстрых нейтронах. Приоритет в разработке таких реакторов принадлежит России.

Применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в виде MOX-топлива в тепловых реакторах позволяет снизить необходимость в уране на величину до 30 %. [3]

Содержание оксида плутония в MOX составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.

Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве могут необратимо утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами или могли бы использоваться для создания ядерного оружия. Подобная утилизация предполагалась в рамках соглашения об утилизации плутония между США и Россией, но в значительных объёмах не проводилась.

Также MOX-топливо можно получать путём переработки облучённого топлива с энергетических реакторов АЭС. В процессе переработки из него выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около трети -- Pu-240. Из-за столь высокого содержания 240-го изотопа, плутоний, полученный путём переработки топлива, не может быть использован для изготовления надёжных и предсказуемых ядерных зарядов. В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и требует для такого плутония (даже в составе MOX-смеси) столь же высокого уровня защиты, как и для материалов прямого использования (англ. direct use material), например обогащённого плутония, урана-233, высокообогащённого по 235 урана. [5]

3. СНУП топливо

Смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо -- ?вид ядерного топлива, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. СНУП-топливо представляет собой керамическую смесь мононитрида отвального урана и мононитрида плутония. В промышленности такое топливо пока не применяется, разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.

Преимущества СНУП-топлива:

- Высокая плотность обеспечивает высокие топливоемкость и коэффициент воспроизводства топлива, позволяет делать реакторы более компактными.

- Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и температурную стойкость топлива: можно эксплуатировать при температуре до 700?°C.

- Для производства можно использовать уран?238, которого в природе гораздо больше, чем урана?235.

- Выход агрессивных продуктов деления (цезий, йод, селен, теллур и др.) из таблеток нитрида значительно меньше, чем из оксидного топлива.

Это означает ?меньшую коррозию оболочек ТВЭЛов.

- Совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.

- В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.

Вместе с тем при работе со СНУП-топливом имеются и значительные трудности: Порошки нитридного топлива чувствительны к окислению -- ?все оборудование для их изготовления должно размещаться в боксах с атмосферой, препятствующей окислению.

* Технологическая цепочка изготовления СНУП-топлива в два раза длиннее, чем для оксидного топлива, поскольку исходный материал - ?оксиды делящихся материалов -- ?нужно сначала перевести в нитриды, а потом уже из них изготавливать таблетки СНУП-топлива.

* Высокая радиоактивность исходных материалов и в этой связи производство топлива требует полной автоматизации.

Серийное внедрение нитридного топлива связано со строительством быстрых реакторов нового поколения и будет способствовать повышению характеристик по конкурентоспособности, безопасности, экономичности всего топливного цикла, повышению стойкости к несанкционированному распространению ядерных материалов. [3]

Главным здесь является возможность отказа от уранового бланкета, а также, снижение температурных эффекта реактивности, выгорания и запасов реактивности до безопасных уровней. Низкая температура топлива предотвращает перегрев и разрушение оболочек твэлов при аварийной потере охлаждения или вводе реактивности, превышающей регламентные значения. Отказ от уранового бланкета и замена его отражателем (допустим из свинца) делает пустотный эффект реактивности отрицательным и исключает наработку оружейного плутония.

Одним из основных преимуществ, как и у MOX, СНУП топлива является его применимость при реализации перспективного проекта замыкания ядерного топливного цикла. На рис 1. Представлена схема замкнутого топливного цикла АЭС с быстрыми реакторами на нитридном топливе.

Рис. 1. Схема замкнутого топливного цикла АЭС с быстрыми реакторами на нитридном топливе

4. РЕМИКС-топливо

РЕМИКС-топливо (REMIX - Regenerated Mixture of U-, Pu-oxides) - инновационное топливо для реакторов ВВЭР, которое получают из смеси регенерированного урана и плутония, образующейся при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В выделенную смесь добавляют небольшое количество обогащенного урана. Таким образом, повторно используется не только плутоний, содержащийся в облученном топливе, но и невыгоревший уран-235. Применение РЕМИКС-топлива позволит снизить потребление природного урана в топливном цикле.

В отличие от уран-плутониевого топлива для «быстрых» реакторов (СНУП и МОКС-ТВС) REMIX-топливо обладает низким содержанием плутония (до 1,5%). Его нейтронный спектр практически не отличается от стандартного топлива с обогащенным ураном, поэтому поведение ТВС в активной зоне реактора и количество плутония, образующегося из урана в результате облучения, в целом идентичны. Для операторов АЭС это означает, что в перспективе REMIX-топливо можно будет внедрять без изменений в конструкции реактора и дополнительных мер по обеспечению безопасности. REMIX можно многократно перерабатывать в действующих реакторах ВВЭР. коррозионный топливо газоохлаждемый реактор

REMIX-топливо позволяет замкнуть цикл по плутонию в тепловых реакторах и тем самым приостановить процесс его накопления или даже сократить его запасы. Использование REMIX-топлива позволит снизить потребление природного урана на 20-25%. Кроме того, позволяет лучше использовать топливный потенциал ОЯТ, но нуждается в высоко обогащённом плутонии (например - оружейном).

На рис. 2 приведена схема многократного рециклирования регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000

Рис. 1. Схема многократного рециклирования регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000

Частичная переработка ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах позволяет эффективней использовать природный уран. MOX/REMIX технологии позволяют извлечь из него приблизительно на 25-30% больше энергии, чем в однократном топливном цикле, экономить природный уран ? на ~12.5% для MOX и на ~22% для REMIX. Существенно сокращается объем отходов (раза в 4), быстрее спадает их активность.

Как показали расчеты, использование РЕМИКС-топлива (1,0-1,5% Pu + 2,5% 235U) позволяет многократно рециклировать все количество урана и плутония, выделяемого из ОЯТ РТН, при 100%-ной загрузке активной зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом. Даже при пяти рециклах состав нуклидов урана и плутония меняется несущественно. [4]

Использование РЕМИКС-топлива, по сравнению с открытым ЯТЦ, позволяет снизить потребление природного урана в РТН на 20% при каждом рецикле. Этот показатель вдвое больше, чем при использовании МОКС-топлива во Франции.

Переработка ОЯТ РЕМИКС-топлива предусматривает совместное выделение регенерированных урана и плутония, поэтому не требуется их разделения, а также исчезает аффинажный цикл очистки плутония, что упрощает технологию. Образование при этом совместного раствора урана и плутония создает предпосылки для получения порошков - твердых растворов урана и плутония методом прямой денитрации раствора, без жидких РАО. Как показали исследования в ряде стран, в том числе в России в Радиевом институте, такие порошки пригодны для получения МОКС- или РЕМИКС-топлива и позволят в перспективе сократить затраты на их изготовление.

При добавлении в неразделенную смесь урана и плутония обогащенного природного урана при изготовлении РЕМИКС-топлива используется уран с обогащением менее 20% по 235U. В этом случае рециклирование ­регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах соответствует требованиям нераспространения делящихся материалов в большей степени, чем традиционная переработка ОЯТ, сопровождающаяся выделением плутония.

Таким образом, использование РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах со 100%-ной загрузкой активной зоны позволяет сократить расход природного урана, обеспечить полный рецикл регенерированных урана и плутония при соблюдении требований нераспространения делящихся материалов.

Одна из важнейших проблем, которую необходимо решать при переходе к промышленным объемам работы с РЕМИКС-, МОКС- и СНУП-топливом -- ?необходимость обращения с высокофоновыми материалами, в особенности -- ?с облученным топливом и топливом, проходящим третий и более цикл вовлечения в производство.

Микротопливо для высокотемпературного газоохлаждемого реактора (ВТГР)

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) -- это графитовый реактор с гелиевым охлаждением, который работает при температуре, в 2-3 раза превышающей температуру обычных реакторов, но с более низкой плотностью мощности. Концепция разрабатывалась с 1940-х годов, но только в последние годы технология получила достаточное развитие.

Их конструкция имеет несколько принципиальных отличительных особенностей. Первая из них -- использование микротвэлов величиной порядка 1 мм, чье ядро размером ~50?70% диаметра такого шарика -- так называемый керн, состоящий из химического соединения делящегося материала, -- окружено, как правило, несколькими оболочками, обеспечивающими устойчивость к химическому и механическому воздействиям, а также радиационному распуханию. В качестве соединений делящегося элемента могут применяться диоксид (UO2), карбид (UC2) или оксикарбид (UCO) 235U или 233U, оксид плутония либо менее апробированные топливные композиции, такие как монокарбид (UC), мононитрид (UN) или карбонитрид (U[C, N]) делящихся изотопов урана. В случае применения элементов ториевого цикла (как в прежних конструкциях ВТГР) воспроизводящее вещество (прежде всего 232Th в форме, например, оксида ThO2 или карбида ThC2) используется в составе таких же кернов, причем по объему они преобладают в активной зоне. Мантией, обволакивающей топливное ядро и компенсирующей радиационное расширение, может служить пористый углерод, окруженный защитными слоями из пиролитического углерода и карбида кремния. В старых видах топлива было один-два таких слоя, в современном -- четыре. [6]

Множество микротвэлов вкраплены (диспергированы) в материал твердого замедлителя -- ядерно-чистого графита (хотя в некоторых конструкциях используется иная матрица, рис. 3). Полученные таким образом топливные элементы размером несколько сантиметров имеют форму либо брусков (цилиндрических или многогранных, так называемых компактов, укладываемых чаще всего в каналы крупных шестигранных призматических графитовых блоков, из которых выстраивается активная зона), либо засыпаемых в реактор шаров, сопоставимых по величине с биллиардными (сложившийся стандарт -- порядка 6 см в диаметре при весе около 200 граммов). Дополнительное защитное покрытие, отделяющее микротвэлы от газового замедлителя, образуют полусантиметровый слой чистого графита, покрывающий шаровые ТВС, либо графит каналов призматического топлива. Каждый топливный элемент, будь то компакт или шар, содержит, как правило, от нескольких тысяч до 20 тысяч кернов; в одном элементе заключено в совокупности от 1 до 10 граммов тяжелого металла. В реакторной установке ВТГР, в зависимости от ее размеров, насчитываются миллиарды кернов, что требует обеспечения высочайших единообразия и качества изготовления топливных частиц и элементов, а также контроля этой продукции во избежание утечек радиоактивности в процессе облучения топлива в реакторе. Некритичным считается суммарное количество всех дефектов оболочек и кернов до первых десятых долей процента от общего числа микротвэлов, при условии, что большинство из них составляют отклонения, не приводящие к сквозному прорыву всех четырех оболочек современного топлива типа TRISO (tristructural isotropic).

Рис. 3. Варианты микротвэлов, применявшихся в ВТГР разных конструкций

В газографитовых реакторах поколений I (выведенных из эксплуатации Magnox и UNGG) и II (действующих AGR), отличающихся от ВТГР менее высокими температурами (~400?675 °С), теплоносителем служит углекислый газ. Почти во всех ВТГР в роли теплоносителя используется гелий -- химически инертный, практически не поглощающий нейтроны, но в то же время всепроникающий, легко диффундирующий газ, предъявляющий повышенные требования к материалам, плотности всех соединений и зазоров, особенно подвижных. Современные технологии позволяют удержать утечку гелия из первого контура ВТГР в пределах нескольких процентов в год. Чистый гелий практически не активируется в реакторе, однако незначительные примеси в нем (такие как CO, CO2, H2O) могут служить источниками радиационного загрязнения. Хотя гелий выгодно отличается от других теплоносителей неспособностью окислять элементы активной зоны даже при высоких температурах, примеси в нем могут быть причиной коррозии. [7]

Основанные на таких принципах реакторы имеют несколько преимуществ и ряд недостатков.

К достоинствам ВТГР относится, как это следует из их названия, высокая температура, в наиболее совершенных конструкциях приближающаяся к 1000 °C. Это позволяет, во?первых, существенно увеличить электрический КПД реакторной установки (до ~45?50% против 32?38% для большинства действующих ядерных энергоблоков), используя при этом либо паровую турбину со сверхкритическими параметрами (в цикле Ренкина), либо (в еще более термодинамически эффективном одноконтурном варианте) теплоноситель в качестве, одновременно, рабочего тела газовой турбины (цикл Брайтона); впрочем, в построенных до сих пор ВТГР эти преимущества реализованы лишь отчасти, прямой газотурбинный цикл пока не применялся. Во-вторых, ВТГР могут стать крайне эффективным источником тепловой энергии для различных технологических процессов (производства водорода, водородно-метановой смеси, опреснения и т. д.). Такой технологический комплекс будет потреблять немного топлива и образовывать минимум шлаков, почти нулевыми будут выбросы парниковых газов.

ВТГР характеризуются высокой маневренностью. При этом в некоторых конструкциях весьма оперативное изменение мощности на значительную величину может достигаться изменением подачи теплоносителя при стабильном положении органов СУЗ и незначительном изменении температуры топлива. Хорошие показатели маневренности упрощают применение ВТГР в производственных процессах и в качестве энергоисточников в небольших энергосистемах. Однако такие реакторы имеют бульшие размеры, чем PWR соответствующей мощности, и требуют более громоздкой теплоизоляции, что, среди прочего, делает их непригодными в качестве основы транспортных силовых установок, в которых маневренность -- одно из наиболее востребованных качеств. Относительно большие размеры корпуса предопределяют попадание большинства ВТГР в класс малых реакторов: оптимизированные с точки зрения экономики и безопасности реакторы обладают тепловой мощностью, как правило, существенно ниже 1000 МВт.

ВТГР имеют преимущества с точки зрения безопасности. В частности, для удачно сконструированной активной зоны такой РУ характерен отрицательный температурный коэффициент реактивности, подразумевающий затухание цепной реакции на фоне роста температуры сверх штатных параметров. При полном обесточивании такого реактора на длительное время его активная зона разогреется без повреждения топлива (температура внутренних частей которого может без серьезных последствий доходить до 1600 °C и выше), затем будет постепенно пассивно остывать до необратимых пределов без значимого риска выхода продуктов деления за пределы первого барьера защиты (оболочки кернов) или в крайнем случае графитовой матрицы ТВС. Для большинства наиболее распространенных реакторов с водяным охлаждением средней и особенно большой мощности возможность пассивного расхолаживания ограничена по времени (максимум -- около трех суток, что мало для полной необратимости процесса), и в случае, если к этому времени не удается подключить активные системы, возникают существенные риски выхода радиоактивности за пределы третьего (корпус реактора или каландр) или (в исключительно редких и тяжелых случаях для реакторов предшествующих поколений) четвертого (контейнмент) защитных барьеров. При этом конструкция водоохлаждаемых реакторов сильно усложнена многократно дублированными активными и пассивными системами аварийного расхолаживания, часть которых не нужна в ВТГР, где безопасность обеспечивается иными средствами.

Считается, что оболочки микротвэлов TRISO, применяемых в ВТГР, имеют доказанную статистическую устойчивость к длительному разогреву примерно до 1600 °C; максимальные температуры в штатных режимах работы активной зоны на сотни градусов ниже. Однако некоторые данные указывают на, возможно, еще бульший, чем принято считать, запас прочности ВТГР с точки зрения безопасности -- приемлемую статистику повреждений топлива при температурах во внутренних частях топливных элементов свыше 1700 °С.

К недостаткам ВТГР следует отнести на порядок больший, чем у легководных реакторов, объем ОЯТ. При этом переработка отработавшего топлива, хорошо отлаженная для распространенных видов ОЯТ с металлической оболочкой, затруднена: не апробированы промышленные технологии отделения замедлителя от кернов и извлечения из последних делящегося вещества. Другой минус -- большой объем облученного графита, способы утилизации (а не просто захоронения) которого остаются открытым вопросом для атомной энергетики во всем мире. К тому же энергоблок с ВТРГ может содержать больше графита в расчете на мощность, чем водо- или газоохлаждаемая РУ с графитовым замедлителем первых поколений (сотни тонн). Облученный графит опасен, в частности, тем, что включает сравнительно долгоживущие радиоизотопы биогенных химических элементов, активно участвующих в метаболизме, таких как 14C (главная проблема) и 36Cl. Поэтому в отсутствие технологий промышленной утилизации облученного графита необходима его особо тщательная изоляция от окружающей среды. Создание целого парка ВТГР потребует решения этих специфических проблем бэкенда в гораздо более серьезном, чем сегодня, масштабе. [7]

В противоположность большинству других гетерогенных реакторов, чья активная зона пронизана многочисленными дистанционирующими решетками, технологическими и топливными каналами из циркониевых сплавов и стали, ВТГР отличает минимальное присутствие конструкционных материалов в активной зоне (главным образом в органах СУЗ, которые размещаются на периферии АЗ -- в отражателе). К тому же для теплосъема в ВТГР используется вещество, в наименьшей степени по сравнению с другими теплоносителями поглощающее нейтроны. Эти особенности создают благоприятный баланс тепловых и эпитепловых нейтронов, дающий возможность в большей степени, чем во многих других реакторах, реализовать преимущества ториевого ­ядерно-­топливного цикла: добиться близкого к единице или даже превышающего ее коэффициента воспроизводства делящегося материала в этом диапазоне энергий нейтронов. Кроме того, использование тория удачно сочетается с высокими выгораниями, допустимыми для топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Благодаря таким особенностям ВТГР хорошо подходят для применения элементов ториевого цикла; не случайно это единственный тип реакторов, большинство действовавших конструкций которого так или иначе использовали торий. ВТГР отличаются от большинства действующих РУ способностью к более глубокой утилизации плутония, поскольку при характерных для них высоких температурах и сравнительно жестком спектре нейтронов сечения деления и захвата для 239Pu в разы выше, чем у 235U. Благодаря этому, в частности, почти весь возникающий в реакторе 239Pu делится или трансмутирует в 240Pu, внося вклад в энерговыделение активной зоны на уровне нескольких десятков процентов. Отсюда ВТГР сравнительно эффективны не только в ториевом, но и в открытом уран-плутониевом цикле, в том числе при использовании топлива с низким обогащением урана, в котором в большем количестве, чем в ВОУ, присутствует воспроизводящий материал. ВТГР также в принципе подходят для утилизации минорных актиноидов, хотя в этом качестве предпочтительнее концептуальные реакторы на быстрых нейтронах.

Заключение

На данный момент существует множество разработок, связанных с перспективным ядерным топливом, из которых далеко не все были разобраны в настоящем реферате. Основными толчками к развитию ядерного топлива являются необходимость разработки толерантного топлива, предотвращающего или сильно снижающего риски возных аварийных происшествий, активная проработка концепции замкнутого ядерного топливного цикла, а также разработка новых видов ядерных реакторов для различного рода целей, таких как выработка водорода и тому подобное.

Список использованных источников

1. Д.Н. Казьмин, И.А. Якубенко Ядерное топливо для АЭС: Современное состояние и перспективные разработки - Волгодонск, Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2018 г.

2. Смирнов Ю.Б., Атомная энергетика XXI века: учеб. пособие. -- Москва : Издательский дом МЭИ, 2013. -- 250 с.

3. Вестник Атомпрома: Оптимальное топливо для замыкания ЯТЦ: теория и практика

4. АО ТВЭЛ: Новые виды топлива

5. Бекман И.Н. ядерная индустрия. Курс лекций. Москва, Изд-во МГУ, 2005 г.

6. В. Н. Гребенник, Н. Е. Кухаркин, Н. Н. Пономарев-Степной. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики - Москва :Энергоатомиздат, 2008 г.

7. Атомный эксперт: Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

Размещено на Allbest.ru