Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...

Статьи Чертежи Таблицы О сайте Реклама

U03+ ион уранила

Расчетная глубина выгорания горючего (уран — торий). 5-104 5-104 1,28-10 10ь  [c.5]

В реакторах ВГР и БГР применяется керамическое топливо— окислы, карбиды и нитриды урана и твердого сплава уран-плутоний. Двуокись урана имеет высокую температуру плавления, химически совместима со многими материалами, в том числе с нержавеющей сталью, не подвержена большим изменениям объема под действием нейтронного излучения и при большой глубине выгорания. Двуокись урана имеет теоретическую плотность около И г/см , однако при процессе спекания-не удается получить образцы с плотностью выше 95% теоретической. Существенные недостатки двуокиси урана — низкая теплопроводность, к тому же уменьшающаяся с ростом температуры, и склонность двуокиси урана к окислению и образованию окислов с большим содержанием кислорода.  [c.9]


В проекте реактора ВГР по принципу одноразового прохождения активной зоны шаровыми твэлами мощностью 500 МВт с уран-плутониевым топливным циклом приведены данные по температуре газа и топлива активной зоны с профилированием тепловыделения и без профилирования. Оптимальная концентрация— рс/рм=350, средняя объемная плотность теплового потока в зоне — 5 кВт/л. Активная зона высотой 568 см и диаметром 473 см окружена графитовым отражателем толщиной 40 см сверху, 150 см снизу и 100 см сбоку и заполнена шаровыми твэлами диаметром 60 мм. Применение двух зон с разным обогащением снижает радиальную неравномерность и повышает температуру гелия на выходе из реактора от 810 до 950° С.  [c.21]

За основу конструкции демонстрационного реактора GBR-4 принята конструкция реактора GBR-1. Европейская Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам остановила свой выбор на гелиевом теплоносителе и конструкции вентилируемых стержневых твэлов на окисном уран-плутониевом топливе. Время удвоения топлива при коэффициенте нагрузки АЭС ф = 0,75 И вре-  [c.35]

В первом типе реакторов дисперсный поток несет частицы диспергированного ядерного топлива, совмещая при проходе через активную зону свойства системы теплоотвода и системы горючего. Последнее свойство в связи с потерей критичности исчезает при движении через парогенератор. Здесь дисперсный поток выступает в основном лишь как теплоноситель, если не иметь в виду появление запаздывающих нейтронов и значительную его радиоактивность. Отрицательным также является абразивное действие твердых частиц. В качестве последних можно использовать частицы металлического легированного урана, UO2, U , материалов для воспроизводства ядерного топлива (естественный уран, торий). В качестве несущей среды возможно применение как жидкости, так и газов.  [c.390]

В реакторах одних типов теплоноситель должен содержать в растворенном состоянии ядерное топливо — уран, поэтому следует выбирать металл с низкой температурой плавления , способный растворять уран.  [c.559]

ЯДЕРНОЕ горючее (УРАН, ПЛУТОНИЙ, ТОРИИ)  [c.561]

Редкие металлы —уран (U), торий (Th) и плутоний (Ри)  [c.561]

Уран в том виде, в каком он существует в природе, является смесью по крайней мере двух изотопов — 99,3% и 0,7%  [c.561]

Уран представляет собой металл с серебристым блеском, его плотность около 19,0 г/см , т. е. уран является одним из самых тяжелых металлов.  [c.561]

При комнатной температуре уран на воздухе не окисляется, МО при нагреве сгорает уже при 170°С.  [c.561]

Уран имеет три аллотропические модификации U — с орторомбической кристаллической решеткой, устойчив ниже 668°С Up — с тетрагональной кристаллической решеткой, интервал устойчивости 668—-720°С U — с кубической объемноцентрированной решеткой, устойчив выше 720°С.  [c.561]

Анизотропия свойств кристаллов тория выражена не так резко, как у урака, и поэтому при циклическом нагреве он не склонен к такому сильному изменению размеров, как уран.  [c.562]

Объемную плотность тепловыделения в уране принять постоянной по сечению и изменяющейся по длине по косинусоидальному закону (реактор без торцевых отражателей). Если начало координат расположить в середине по длине твэла, то при х—0 ro=2,2X Х10 Вт/мз.  [c.132]


Объемную плотность тепловыделения в уране Qb принять постоянной по сечению и изменяющейся по длине по косинусоидальному закону (реактор без торцевых отражателей)  [c.251]

Максимальная объемная плотность тепловыделения в уране 9ио=1,2-10 Вт/м . Расход натрия 0 = 0,66 кг/с, а его температура на входе в канал Лк1 = 300 С. Все остальные условия остаются такими же, как в задаче 12-25.  [c.255]

На первой советской атомной электростанции предельная температура для центра тепловыделяющих элементов с металлическим ураном принималась равной 370° С, что позволило получать перегретый пар с давлением 13 бар и температурой 270° С.  [c.321]

Во сколько раз уран как горючее эффективнее каменного угля с теплотой сгорания 27 500 кДж/кг  [c.58]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует.  [c.9]

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала —6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер-  [c.7]

Ядерная плотность окисного топлива по сравненикг с платностью карбидного и нитридного существенно ниже, а количество легких ядер кислорода, приходящихся на одно тяжелое ядро, равно двум, что является крайне неблагоприятным фактором для топлива реактора-размножителя. Таким образом, окислы урана или сплава уран-плутонии не отвечают всем тре-  [c.9]

Урановое или уран-плутониевое карбидное топливо по сравнению с окисным имеет существенно более высокую теплопроводность, более высокую плотность ядер деления и низкую замедляющую способность, однако химическая совместимость его с наиболее распространенными материалами оболочек, в частности, нержавеющими сталями и цирконием, гораздо хуже. Так, при температуре 1100° С сталь 0Х18Н9Т науглероживается, зона взаимодействия 100 мкм появляется всего через 6 суток, а с цирконием и карбидом циркония карбид урана образует непрерывный твердый раствор. Карбид урана взаимодействует при 1500 С с ванадием и образует жидкую фазу. Карбид урана хорошо совместим вплоть, до температур 1500—1600° С с карбидами тяжелых металлов (ниобия, молибдена, вольфрама, тантала), а также с пиролитическим углеродом и карбидом кремния. Карбидное топливо сравнительно хорошо удерживает продукты деления. Так, скорость утечки газообразных продуктов деления составляет менее 0,1% (скорость диффузии при температуре 1500°С).  [c.10]

Для уранового цикла приемлемым обогащением следует считать 2—3%, для уран-плутониевого цикла содержание 24орц должно быть 15—20%i. Как раз такое содержание Ри у плутония, получаемого в экранах реактора-размножителя на быстрых нейтронах [2].  [c.20]

Проведенные радиационные исследования шаровых твэлов дали положительные результаты при отсутствии в сердечнике поврежденных микротвэлов большинство выделяющихся газообразных продуктов деления обусловлено только загрязнениями ураном самой графитовой матрицы сердечника. При использо-  [c.27]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С.  [c.32]

В ИАЭ им. И. В. Курчатова и МО ЦКТИ им. И. И. Ползу-нова были выполнены оптимизационные расчеты по выбору геометрических размеров и относительной толщины покрытия из карбида кремния микротвэлов реактора БГР-1200. При увеличении толщины покрытая увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. Оптимальная относительная толщина покрытия из карбида кремния, обеспечивающая достижение минимального времени удвоения лет), для сердечников из карбида уран—плутония получилась равной 0,05—0,07 диаметра сердечника [25].  [c.38]


Этот расчет подтверждает преимущества использования в качестве охладителя газообразного водорода, однако из-за хими ческой агрессивности его применение в атомной энергетике пока не предполагается. Поскольку углекислый газ не обладает химической стабильностью и взаимодействует с графитом, вопрос о его применении в высокотемпературном уран-графитовом реакторе также отпадает.  [c.93]

Распределение осеоой нагрузки винта по виткам резьбы. На рис. 1.15 изображена схема винтовой пары. Осевая нагрузка винта передается через резьбу гайке и уран-  [c.25]

Отрицательнее —0,44 в Металлы повышенной термодинамической неустойчивости (неблагородные) Могут корродировать в нейтральных водных средах, даже не содержащих кислорода Литий, рубидий, калин, цезий, радий, барий, стронций, ка.чьций, натрий, лантан, магний, плутоний, торий, нептуний, бериллий, уран, гафний, алюминий, титан, цирконий, ванадий, марганец, ниобий, хром, цинк, галлий, железо  [c.40]

Рассчитать распределение температуры в поперечном сечении тепловыделяющего элемента (твэла), имеющего форму длинного полого цилиндра (рис. 1-22) с внутренним диаметром (i=I6mm и наружным диаметром dj = 26 мм, выполненного из урана = = 31 Вт/(м-°С)]. Обе поверхности твэла покрыты плотно прилегающими оболочками из нержавеющей стали [Я.об = 21 Вт/(м-°С)] толщиной 6 = 0,5 мм. Объемную плотность тепловыделения в уране припять равномерной по сечению и равной = 5-10 Вт/м .  [c.33]

Тепловыделяющий элемент, имеющий форму nojioio цилиндра с внутренним диаметром d = 14 мм и наружным диаметром t/2 = 24 мм, выполнен из урана [Х=31 Вт/(м-°С)]. Обе поверхности твэла покрыты плотно прилегающими оболочками из нержавеющей стали [Хоо=21 Вт/(м-°С)] толщиной 0,5 мм. Объемную плотность теплоиыделсння п уране принят , равномерной по ссчснию и равной (7 = 2-Ю Вт/мЗ.  [c.36]

Нели кривая второю порядка задана досга гohim.iм числом точек, принадлежащих ей, то для определения уравления этой линии следует по данным условиям (координатам точек) вычислить ко )ффициенты уран-мсния (7.9).  [c.81]

Области применения. Вследствие высокой удельиой прочности магниевые сплавы нашли широкое применение в авиастроении (колеса шасси, различные рычаги, корпуса приборов, фонарн н двери кабин и т. д.), ракетной технике (корпуса ракет, обтекатели, топливные н кислородные баки, и др.), электротехнике и радиотехнике (корпуса приборов, телевизоров и т. д.), в текстильной промышленности (бабины, шпульки, катушки и др.) и других отраслях народного хозяйства. Благодаря способности поглощать тепловые нейтроны н не взаимодействовать с ураном, магниевые сплавы используют для изготовления оболочек трубчатых тепловыделяющих элементов в атомных реакторах  [c.342]

Для составления диф ференциального уран нения качаний физиче ского маятника восполь зуемся уравнением (198)  [c.227]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2.  [c.9]


Смотреть страницы где упоминается термин U03+ ион уранила : [c.189]    [c.11]    [c.18]    [c.323]    [c.12]    [c.562]    [c.563]    [c.29]    [c.79]    [c.216]    [c.252]    [c.201]    [c.73]    [c.21]   
Колебательные и вращательные спектры многоатомных молекул (1949) -- [ c.311 ]



ПОИСК



Thorium ураном.— — — uranium.— — Uranium

Актиниды торий, уран

Аффинаж. Получение из химических концентратов ядерно-чистого урана

Верхивкер Г. П., Тетельбаум С. Д., Коняева Г. П. Термодинамические свойства гексафторида урана

Взаимодействие окислов урана с окислами метал- f лов III группы

Взаимодействие окислов урана с окислами металлов II группы

Взаимодействие окислов урана с окислами металлов VII и VIII групп

Взаимодействие окислов урана с окислами щелочных металлов

Влияние облучения на свойства двуокиси урана

Влияние облучения на свойства карбидов плутония и урана

Влияние ошибок в элементах Урана на истинную долготу

Влияние ошибок в элементах Урана на среднюю долготу

Выщелачивание урана

Выщелачивание урана из морской

Выщелачивание урана из морской подземное

Где производится плутоний и уран

Гексафторид урана

Гидрометаллургическая переработка. Основные стадии производства урана

Готовая продукция — металлический уран

Группа уранита

Грязнова, М. М. Куртепов. О влиянии ионов урана и железа на коррозию титана в растворах сорпой кислоты

Двуокись урана

Двуокись урана влияние облучения

Двуокись урана изготовление

Диаграмма состояний железо—титан железо—уран

Диаграмма состояния системы уран — азот

Диаграмма состояния системы уран — бор. Физические свойства боридов урана

Диаграмма состояния системы уран — сера

Диаграмма состояния системы уран — углерод

Диаграмма состояния системы уран—кислород. Кристаллохимия окислов урана

Диаграммы состояния систем плутоний — углерод и уран — плутоний —углерод. Кристаллохимия карбидов плутония

Дикарбид урана

Диоксид урана

Диоксид урана. Изготовление таблеток

Добыча и потребление природного урана

Добыча урана

Добыча урана экономика

Докладная записка И.В. Курчатова о пусковом опробовании промышленного уран-графитового реактора. 4 июля

Другие системы окислов урана с окислами элементов V и VI групп

Железо — уран

Заводы выпускают уран и торий

Закись-окиеь урана

Запасы мировые нефти и урана

Изделия из двуокиси урана

Изотопы урана

КАРБИДНОЕ ТОПЛИВО Карбиды урана

Капитальные вложения в добычу урана

Карбид урана

Керамика из оксида урана

Коррозионные потери гексафторида урана

Коэффициент обогащения изотопов урана

Коэффициент разделения изотопов урана

Коэффициент удельного расхода урана на обогащение

Кристаллохимия карбидов урана

Кристаллохимия нитридов урана

Лазерный метод разделения изотопов урана

Леклерк. Воспламеняемость. магния и урана в воздухе и углекислом газе

Малышев Термодинамическое и молекулярное подобия гексафторидов серы, молибдена, вольфрама, урана. Критические параметры гексафторидов элементов VI, VII, VIII групп периодической системы элементов Д. И. Менделеева

Малышев Экспериментальное исследование сжимаемости гексафторида урана в широкой области параметров состояния

Материалы и сплавы на основе двуокиси урана

Металлическое топливо на основе урана

Металлография двуокиси урана

Методы получения боридов урана и изделий из них

Мировые ресурсы природного урана и их энергетический потенциал

Монокарбид урана

НИТРИДНОЕ ТОПЛИВО Нитриды урана

Никель — оксид урана

Нитрид урана

Новый источник энергии — уран

О количестве металла, необходимого для сооружения маломощного (физического) уран-графитового котла

О нарушении нормального режима работы и вредности излучений физического уран-графитового котла

О премиях за открытие новых месторождений урана и тория. 21 марта

О термостойкости окислов урана

ОКИСНОЕ ТОПЛИВО Двуокись урана

Облучение s.графит Обогащение урана

Облучение s.графит металлический уран

Обогащение природного урана

Обогащенный уран

Обогащенный уран — концентрированное ядерное топливо. Методы обогащения урана

Олово - уран

Осаждение, получение сухих концентратов урана

Основные понятия теории разделения изотопов элементов и их применение к урану

Основные свойства урана. Торнй. Плутоний

Основы технологии получения обогащенного урана

Отвальный уран

Отчет Л.А. Арцимовича и Д.В. Ефремова Состояние работ по электромагнитному методу разделения изотопов урана. 9 августа

Письмо А.П. Завенягина Л.П. Берия об издании сборника руководящих материалов по металлургии урана и производству продукта

Письмо В.С. Абакумова Л.П. Берия об обнаружении в Германии бочек с ураном. 15 августа

Письмо И.В. Курчатова Л.П. Берия о направлении перечня вопросов по работе уран-графитовых котлов США. 1 января

Письмо И.В. Курчатова Л.П. Берия о проведении измерений на образцах урана

Письмо И.В. Курчатова Л.П. Берия о строительстве опытных уран-графитовых котлов. 9 мая

Письмо И.И. Малышева и С.В. Горюнова Л.П. Берия о результатах геологических работ по выявлению месторождений урана. 24 апреля

Письмо М.Г. Первухина Л.П. Берия о результатах обсуждения НТС ПГУ вопроса о разделении изотопов урана методом центрифугирова18 апреля

Письмо М.Г. Первухина и А.П. Завенягина Л.П. Берия с представлением проекта постановления СМ СССР по разработке технологической схемы извлечения плутония и урана из сбросных растворов завода Б. 14 июля

Письмо председателя Комитета по делам геологии И.И. Малышева Берия и А.И. Микояну об обеспечении скорейшей добычи урана в СССР. 29 августа

Плавка мононитрида урана

Платина-уран

Плутоний-уран

Полет к Урану

Полуторный карбид урана

Получение двуокиси урана

Получение изделий из двуокиси урана

Получение изделий из монокарбида плутония и твердых растворов карбидов урана и плутония

Получение карбидов плутония и твердых растворов карбидов урана и плутония

Получение карбидов урана

Получение нитридов урана

Получение сульфидов урана и изделий из них

Получение химических концентратов урана методами сорбции и экстракции

Помощники урана и тория

Потенциальные запасы урана

Потребности АЭС в обогащенном природном уране

Потребности АЭС в обогащенном уране

Потребности в обогащенном уране и пути их удовлетворении

Празеодим-уран

Применение двуокиси урана в действующих реакторах

Принципиальная схема производства обогащенного урана. Коэффициент расхода сырья

Прогнозируемый рост мощностей АЭС и потребности в уране

Процессы, происходящие при делении ядер урана

Р-термообработка урана

Радиационная безопасность в процессе производства урана, радия и твэлов

Радиоактивные металлы и их сплавы Теплоемкость, коэффициенты теплопроводности и линейного расширения урана и его сплавов

Развитие конструкции уран-графитового кипящего реактора

Разделение изотопов урана

Разделение изотопов урана методом газовой диффузии (физические основы)

Распад урана цепной

Распространенность урана

Реакция деления урана

Реакция расщепления урана

Регенерация урана

Рений-уран

Ресурсы природного урана

Ресурсы урана и тория на Земле

Родий-уран

Рутений-уран

Самарий - уран

Свойства двуокиси урана

Свойства карбидов плутония и твердых растворов карбидов урана и плутония

Свойства карбидов урана

Свойства мононитрида урана

Свойства сульфидов урана

Селен - уран

Сера-уран

Силицид ванадия урана

Система железо — уран

Система уран — лантан — кислород

Система уран — молибден — кислород

Система уран — плутоний — углерод

Система уран—алюминий—кислород

Система уран—барий—кислород

Система уран—бериллий—кислород

Система уран—ванадий—кислород

Система уран—вольфрам—кислород

Система уран—железо—кислород

Система уран—иттрий—кислород

Система уран—кальций—кислород

Система уран—кислород

Система уран—магний—кислород

Система уран—ниобий—кислород

Система уран—плутоний—кислород

Система уран—свинец—кислород

Система уран—скандий—кислород

Система уран—стронций—кислород

Система уран—таллий—кислород

Система уран—тантал—кислород

Система уран—титан—кислород

Система уран—торий—кислород

Система уран—хром—кислород

Система уран—церий—кислород

Система уран—цирконий—кальций—кислород

Система уран—цирконий—кислород

Системы координат, определяемые осевым вращением Солнца, Венеры, Урана и Нептуна

Системы окислов урана с окислами других редкоземельных элементов

Системы уран—кадмий—кислород и уран—цинк—кислород

Системы уран—марганец—кислород, уран—кобальт—кислород, уран—никель—кислород

Скандий - уран

Смешанное уран-плутониевое топлив

Современное промышленное производство обогащенного урана

Спектр урана

Спектры ионов, сходных с гелием урана

Спектры элементов группы урана

Спецкомитета Совета Министров СССР. 4 янваПисьмо Л.П. Берия И.В. Сталину об открытии нового месторождения урана. 6 января

Сплавы и материалы на основе карбидов урана

Сплавы карбида урана с тугоплавкими карбидами

Сплавы, содержащие двуокись урана

Справка И.В. Курчатова на имя Л.П. Берия о проведении исследований по определению констант урана

Спутники Урана

Страны, производящие уран

Стронций - уран

Структура и свойства сложных окисных соединений, содержащих уран

Сульфаты, содержащие уран (уранат-сульфаты)

Сульфид уранила

Сульфиды урана и плутония

Сурьма-уран

ТОПЛИВО НА ОСНОВЕ ДРУГИХ ТУГОПЛАВКИХ СОЕДИНЕНИЙ Бориды урана и плутония

ТЬ - U. Тербий - уран

Та - U. Тантал - уран

Таблетки из диоксида урана

Таллий - уран

Теллур-уран

Термическая стабильность фаз в системах, образуемых окис- I J ламп урана с окислами металлов III группы

Титан - уран

Торий - уран

Траектория к Урану

Трехокись урана

Труке Урания — Вега

Тулий - уран

Уран

Уран

Уран - ванадий

Уран - вольфрам

Уран - иттербий

Уран - иттрий

Уран - цинк

Уран - цирконий

Уран Физические константы

Уран вездесущий

Уран и сплавы

Уран из морской воды

Уран природный

Уран силицид

Уран степень черноты

Уран — Растворимость в химических средах 71 —Свойства

Уран, полосы СН4 в спектре

Уран-графитовый реактор

Уран-плутониевое топливо реакторов-размножителей на быстрых нейтронах

Уран. С Нс сроу (Перевод Г Л. Зверева)

Уранне( ия

Уранне( ия

Химические свойства боридов урана

Цена урана обогащенного

Цена урана обогащенного отвального

Цена урана обогащенного природного

Экономика добычи, переработки урановых руд и производства природного урана

Энерговыработка с 1 т природного урана

Энтальпия урана

Ядерно-чистый уран

Ядерное горючее (уран, плутоний, торий)

Ядерное горючее обогащенный уран

Ядерное горючее природный уран

Ядерпое горючее (уран, плутоний, торий)



© 2025 Mash-xxl.info Реклама на сайте