Конструкции реакторов на быстрых нейтронах

Независимо от сооружения реактора БН-350 в Мелекесском институте ядерных реакторов ведется постройка опытного реактора БОР-60, предназначенного для исследований, связанных с дальнейшим совершенствованием конструкций реакторов на быстрых нейтронах. Тепловая мощность этого реактора 60 тыс. кет. [c.179]

КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ [c.164]

Длительные исследования позволили создать реакторы на быстрых нейтронах, однако для перехода в больших масштабах к сооружению АЭС с такими реакторами требуется решить некоторые проблемы в первую очередь обеспечение абсолютной надежности реакторов, повышение надежности оборудования натриевых контуров, создание циркуляционных натриевых насосов большой мощности, разработку парогенераторов и некоторых других элементов конструкции реактора. [c.188]

Для конкретных конструкций кассет активных зон реакторов на быстрых нейтронах максимальные неравномерности температуры описываются формулой [c.96]

Аустенитные нержавеющие стали. Аустенитные нержавеющие стали (являющиеся основным конструкционным материалом для реакторов на быстрых нейтронах) в несущих конструкциях ВВЭР применяются для следующих основных элементов [c.25]

В нашей стране в течение длительного времени успешно эксплуатируются исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БОР-60 и БН-ЗбО. С апреля 1980 г. начата эксплуатация реактора БН-600. Эти реакторы изготавливались как единичные образцы в целях выбора оптимальной конструкции серийного реактора на быстрых нейтронах и отработки вопросов его эксплуатации. [c.262]

Как отмечалось в 1 и 2, условие нагружения конструкций натриевых реакторов на быстрых нейтронах характеризуется температурами до 550—610° С для хромоникелевых аустенитных сталей типа 18-8 и 500° для хромо молибденовых. Корпус реактора и внутриреакторные конструкции подвергаются охрупчиванию при облучении нейтронами (удлинение стали типа 18-8 становится меньше 10%). Эксплуатация связана с чередованием стационарных и нестационарных режимов (пуск, останов, аварийное расхолаживание, изменение мощности и др.), и по предельным оценкам число переходных режимов с изменением температур до 400—500° С не превышает 1500. Суммарное время переменных тепловых режимов составляет не более 10% от общего временного ресурса (2- --4-3)-10 ч., т. е. основное время эксплуатации относится к стационарному режиму. Накопление циклических и длительных статических повреждений сопровождается при эксплуатации изменением состояния металла по химсоставу и механическим свойствам. Получение экспериментальных кривых усталости при реальных деформациях (размах до 0,5%) и длительности нагружения представляет невыполнимую задачу, поэтому в любом варианте расчета прочности неизбежна необходимость обоснования экстраполяции данных на большие сроки службы. Существующие предложения по расчету длительной циклической прочности отличаются как по определению напряжений и деформаций, так и по расчету предельных повреждений. [c.37]

Натриевый контур реактора на быстрых нейтронах может иметь такую конструкцию, как на рис. 3.3, в которой весь первый контур, активная зона, насосы и первичные теплообменники омываются натрием. Все это оборудование и натрий из первого контура находятся либо в одном корпусе, гарантирующем полное отсутствие течи теплоносителя (интегральная компоновка), либо (в случае неинтегральной компоновки) — в отдельных петлях, когда компоненты контура соединены трубопроводами, по которым проходит натрий. Неинтегральная (блочная) компоновка проще, [c.14]

Тепловыделяющие элементы реакторов на быстрых нейтронах должны отвечать более жестким и многообразным требованиям, чем описанные ранее. Большинство этих требований, вызванных высокой удельной мощностью и высоким выгоранием, несколько смягчается меньшим периодом кампании тепловыделяющих элементов по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Необходимость обеспечить высокую степень воспроизводства делает желательным исключение дополнительного замедления нейтронного потока, а это, наряду с высокой удельной мощностью, требует применения жидкого металлического или высокоэффективного газообразного теплоносителя. Имеется два важнейших требования к конструкции тепловыделяющих элементов. Во-первых, необходимо воспрепятствовать перемещению топлива в тепловыделяющих элементах, связанному с изменением температуры, так как это может привести к изменению реактивности, в результате чего реактор может выйти из-под контроля. Во-вторых, необходимо избежать увеличения диаметра тепловыделяющего элемента, которое будет препятствовать прохождению теплоносителя и может стать причиной перегрева и последующего расплавления их. [c.119]

Предельно достижимая глубина выгорания, которую твэлы могут выдерживать без разрушения, определяется их конструкцией, выбранными материалами и условиями работы в реакторах. Значения предельно достижимых глубин выгорания (накопления продуктов деления) в различных реакторах колеблются от 5 до 100 кг/т. Накопление 100 кг продуктов деления на 1 т урана, как это проектируется, например, в реакторах на быстрых нейтронах, означает, что примерно 10 % атомов замещаются их удвоенным количеством, что приводит к так называемому твердому распуханию топлива. Наряду с этим образующиеся газообразные продукты деления в условиях температур и давлений внутри оболочки твэлов вызывают так называемое газовое распухание топлива. [c.103]

Конструкция высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах разработана Н. Н. Пономаревым-Степным, В. А. Усовым, В. И. Меркиным идр. [14]. Активная зона реактора цилиндрической формы, содержит 11 твэлов. Твэл в форме диска из дикарбида помещается в графитовую кассету. Для снижения возможности растрескивания в результате термических напряжений топливный диск [c.219]

Значение величины тепловыделения, обусловленного 7 излучением, может быть проиллюстрировано примером. Рассмотрим реактор, полная мощность которого 5000 Мет. Из этой мощности около 300 Мет будет теряться с Y-излучением. При радиусе кожуха в 3 фута поток энергии Y-излучения, приходящийся на единицу внутренней поверхности кожуха (пренебрегая поглощением 7-излучения материалом между активной зоной реактора и кожуха), будет равен 2,6 Мвт/фут . Для никелевого или железного (стального) кожуха коэффициент поглощения равен 0,23 см или 7,0 фут . Тогда плотность мощности в единице объема внутренней части кожуха будет 18 Мвт/фут , что составляет около одной пятой плотности мощности в реакторе. Из этого примера ясно, что для механических частей ядерных ракетных двигателей желательно применять материалы с малым значением коэффициента поглощения и большим коэффициентом теплопроводности. Эта задача упрощается тем, что большинство материалов замедлителей обладает малым коэффициентом поглощения однако в замедлителях большое значение имеет нагрев, обусловленный замедлением нейтронов, хотя в общем-то этот фактор незначителен для металлических конструкций. Локальная плотность мощности, выделяемой при облучении быстрыми нейтронами, равна произведению локальной величины потока быстрых нейтронов, умноженной на макроскопическое поперечное сечение рассеяния нейтронов материалом и на величину средней энергии, теряемой при одном столкновении. Нельзя дать общих данных по этому вопросу, так как явление сильно зависит от нейтронных характеристик материалов активной зоны и реактора в целом однако для многих реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на замедленных быстрых нейтронах было найдено, что для тех частей замедлителя, которые расположены вблизи или внутри активной зоны, плотности мощностей, обусловленных гамма- и нейтронным излучением, сравнимы. [c.520]

В настоящее время имеется очень много разнообразных конструкций ядерных реакторов, работающих на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.387]

Так как гомогенные реакторы по конструкции значительно проще гетерогенных, возникает вопрос, почему большинство из построенных к настоящему времени реакторов относится к гетерогенному типу. В табл. 11 отмечено, что все эти гетерогенные установки используют в качестве горючего обыкновенный уран. Простые вычисления показывают, что из гомогенных смесей урана только смесь с тяжелой водой (ОаО) обеспечивает поддержание цепной реакции на тепловых нейтронах. Хорошо установлено также, что бесконечное количество обыкновенного металлического урана не обеспечивает цепной реакции. Для этого последняя должна была бы быть быстрого типа. За исключением определений, сделанных ниже, в последующих выкладках для простоты используются те же ядерные константы и обозначения, что и в разделах 1 и 8 гл. VI [c.268]

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]

Широкое разнообразие конструкций ПГ, которые приняты для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, указывает на необходимость продолжения поиска наиболее оптимальной конструкции как в техническом, так и в экономическом отношениях. Представляет интерес конструкция ПГ АЭС Супер-Феникс , который имеет наибольшую компактность и наименьшую себестоимоеть. Создатели этого ПГ считают, что вопросы обеспечения безопасности могут быть решены в любой конструкции [8]. Однако представляется, что при прочих равных условиях модульная конструкция ПГ позволяет более просто и надежно решить вопросы безопасности и обеспечить эксплуатационную надежность АЭС. 88 [c.88]

Фрейм, Хатчинсон. Конструкция реактора — прототипа PER на быстрых нейтронах// Избранные доклады Лондонской конференции по реакторам на быстрых нейтронах. М. Атомиздат, 1979. [c.282]

Высокотемпературные ядерные реакторы принципиально могут работать на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах [4, 52]. Топливом в реакторе служит уран-233, уран-235 или плутоний. Имеются также различные замедлители, понижающие энергию нейтронов до тепловой или промежуточных энергий. Кроме того, существуют реакторы на быстрых нейтронах, в которых замедлитель вовсе отсутствует. Реакторы этого типа могут иметь минимальные размеры и наиболее простую конструкцию. Они особенно перспективны для ПГТУ. Для охланедения таких реакторов обычно применяются жидкометаллические теплоносители, имеющие высокую теплоотдачу, но в этом случае многие конструкционные материалы не могут длительно работать в контакте с жидким металлом при высоких температурах. Более простое решение этой проблемы в высокотемпературном реакторе на быстрых нейтронах возможно при газовом охлаждении. Но при этом возникает другая проблема снятие высоких тепловых потоков (интенсификация теплоотдачи газового теплоносителя). В ПГТУ благодаря охлаждению активной зоны реактора парогазовой смесью, находящейся под высоким давлением, эта проблема может быть решена. [c.63]

Если в обычной энергетике удельные тепловые потоки в теплопередающих поверхностях парогенераторов и теплообменников составляют 80—200 тыс. ккал/(м2-ч) [340—840 Мдж/(м2-ч)], то> в активных зонах ядерных реакторов они могут быть в несколько раз или почти на порядок выше 1—2 млн. ккал/(м -ч) [- 4,2Х ХЮ МДж/(м2-ч)]. Примерно в таком же соотношении находятся объемные и линейные энергонапряженности теплопередающих конструкций. В реакторах на тепловых нейтронах, охлаждаемых водой, удельная объемная мощность энерговыделения активной зоны составляет 80—120 кВт/л, а в реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким натрием, она может достигать 600—1200 кВт/л. [c.88]

Реакторная установка ВПБЭР-600 разрабатывается на основе многолетнего опыта создания и эксплуатации ядерных судовых установок, реакторов на быстрых нейтронах и реакторных установок атомных станций теплоснабжения Основные принципиальные решения интегральная конструкция реактора, размещение его в страховочном корпусе и использование полностью пассивных средств безопасности различного принципа действия. [c.159]

В последние годь большое значение длительная прочность приобрела и в реакторостроении. Это обстоятельство отмечалось акад. Г. Н. Лейпунским в 1971 г. на IV Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии [18]., Особенно важное значение-длительная прочность имеет при расчетах стальных оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) для реакторов на быстрых нейтронах, для наружных стальных кожухов и других элементов их конструкций. [c.12]

Жаропрочные металлы представляют интерес для ядерных конструкций, особенно при создании реакторов на быстрых нейтронах, когда от материалов требуется сочетание стойкости к высоким телмпературам и соответствующих ядерных свойств. Так, ниобий, имея плотность 8,6 г/сж , плавится при 2415° С и кипит при 3300° С. Он устойчив к действию большинства химических реагентов. Из всех четырех металлов указанной группы ниобий наиболее легко обрабатывается. Подобно танталу, из него мон но изготавливать тонкостенные бесшовные трубы и при соответствующих мерах предосторожности сваривать их с образованием ковких швов. Ниобий обладает самой малой способностью захвата тепловых нейтронов по сравнению с любыми другими материалами, стойкими [c.76]

Все три типа реакторов могут быть использованы для получения энергии. В правильной конструкции избыточная реактивность kg = kett—l) в каждом типе должна оставаться меньше, чем доля запаздывающих нейтронов р. Тогда скорость изменения мощности будет определяться периодом запаздывающих нейтронов и реактор будет управляемым. Ясно, что не существует элементов с большим сечением захвата для использования в качестве регулирующих стержней в реакторе на быстрых нейтронах. Как видно из атласа нейтронных сечений (вышедшего отдель-ным изданием) несколько элементов обнаруживают резонансные максимумы в области - 300 eV с величиной, достаточной для управления резонансным реактором. [c.265]

При проектировании конструкций, обеспечивающих безопасность в случае самой тяжелой гипотетической аварии реактора на быстрых нейтронах, важно знать, какая доля энергии деления выделяется в виде кинетической энергии и какая доля в виде внутренней энергии. Эти величины, следовательно, должны быть рассчитаны при детальном анализе безопасности. Иногда такие исследования являются частью обычных численных расчетов [78]. Их можно оценить также на основании модели Бете — Тайта [79. [c.416]

В табл. П.7 приведены коэффициенты воспроизводства двух мощных французских ядерных реакторов деления. Они оказываются реакторами-размножителями лишь благодаря наличию вокруг активной зоны оболочки из урана или тория. Этот элемент конструкции является общим для всех реакторов на быстрых нейтронах. Для Суперфеникса ПКВ == 0,24, ajof — 1,3. Отсюда следует, согласно формуле (11.27), что С= 1,185. Для Феникса ПКВ = = 0,12 и С = 1,09. [c.306]

Р.-р. характеризуется коэфф. воспроизводства Я в — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром приходилось больше двух рождающихся нейтронов (г>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкц. материалах и продуктах деления необходимо v> >2,2—2,3 (см. Ядерные цепные реакции). Когда ядро поглощает медленный нейтрон, возникает v=2,0 нейтрона если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), =2,1 нейтрона. Ядра делятся нейтронами с энергией >1,5 МэВ возникшие при этом нейтроны (v 2,5) вносят дополнит, вклад в К . Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом ЛГв—1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в кa- честве горючего но в будущем в них будет сншгаться смесь и 239 Ри. [c.626]

Все элементы, указанные в табл. 15.2, обладают прочностью на растяжение, достаточной для использования их при температуре выше 5000° К, если деформации активной зоны реактора достаточно малы однако сомнительно, чтобы карбиды этих элементов оказались пригодными для работы в условиях растяжения при высоких температурах. Для конструкций активной зоны реакторов, в которых нагрузки в основном сжимающие, потенциально пригоден любой из этих материалов. Величина поперечного сечения захвата тепловых нейтронов интересна при сравнении свойств материалов, используемых преимущественно в тепловых реакторах. Важным параметром, характеризующим замедление нейтронов до тепловых, является также значение интеграла резонансного поглощения [14]. Первый из этих параметров характеризует степень поглощения тепловых нейтронов веществом тепловыделяющего элемента по сравнению с поглощением веществом самого горючего второй параметр является мерой способности к поглощению быстрых нейтронов. Заметим, что величины макроскопического сечения поглощения тепловых нейтронов вольфрама и тантала приблизительно в 3000 раз, а рения в 1500 раз больше, чем соответствующая величина для графита. Кроме того, вольфрам, рений и тантал имеют большое количество резонансов в области быстрых нейтронов, в результате чего интеграл резонансного поглощения достигает таких высоких значений, которые практически не позволяют (с течки зрения требования критической массы) считать эти материалы пригодными для использования их в потоке быстрых нейтронов. С точки зрения нейтронной физики эффективное использование любого из этих металлов требует блочной структуры замедлителя, чтобы замедление нейтронов до тепловых энергий происходило при незначительном поглощении надтепловых нейтронов. Таким образом, выбор конструкционного материала для тепловыделяющих элементов и геометрия активной зоны реактора оказываются взаимосвязанными. С этой точки зрения рений, вольфрам и тантал являются лучшими материалами для активных зон кассетного типа с замедлителем, в то время как графит, имеющий низкий атомный вес и являющийся поэтому хорошим замедлителем, может использоваться в гомогенных смесях как в тепловых реакторах, так и в реакторах на быстрых нейтронах. [c.518]

В настоящее время изучаются три конструкции реактора-размножителя реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем (LMEBR), газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах и реакторы-размножители с расплавленной солью в качестве теплоносителя. Только один из этих типов — реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тщательно разрабатывается (хотя и не без проблем см. ниже). Два других типа имеют ряд преимуществ перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллнческим теплоносителем, а также некоторые недостатки. Рассмотрим все три типа. [c.179]

Несомненно, следует ожидать дальнейшего развития нейтронной радиографии. Радиография на тепловых нейтронах в настоящее время хорошо разработана, но ее применение в значительной мере зависит от наличия ядерных реакторов как источников нейтронов. В будущих разработках, по-видимому, будут в большей степени использоваться безреакторные источники нейтронов, если в промышленности будет применяться этот метод. Одна из возможностей заключается в развитии радиографии на быстрых нейтронах для того, чтобы использовать источники, которые в настоящее время уже имеются в промышленности. Однако предстоит еще проведение работы по исследованию и разработке детекторов, метбдов контроля и определению областей применения. Методы замедления и коллимирования нейтронов, в особенности из нереакторных источников, по-видимому, будут иметь решающее значение для развития нейтронной радиографии на тепловых нейтронах. Эти методы должны быть оптимизированы путем соответствующего выбора материала замедлителя и его геометрии, а также конструкции и положения коллиматора, для того чтобы удержать в нейтронном пучке по возможности большее число нейтронов. Перспективными оказываются методы интенсификации, например реакция деления (п, 2п). [c.326]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

По сечению ячейки изменение свойств графита также неодинаково вследствие зависимости радиационных эффектов как от энергии, так и от потока нейтронов. Максимальные изменения наблюдаются в слоях, близлежащих к каналам с урановой загрузкой, где поток быстрых нейтронов выше, спектр жестче, а температура минимальня. На периферии или около поглощающих стержней из-за несимметричного относительно оси ячейки потока повреждающих нейтронов радиационные повреждения в блоке будут несимметричны и неравномерны. Й результате радиационные изменения свойств графита в объеме реактора распределены сложным образом. В периферийных районах, где температура ниже, происходит радиационный рост графита, который приводит к расширению этих участков кладки. Центральная часть реактора имеет температуру, при которой протекает процесс сжатия графита. Такое неравномерное по кладке формоизменение графита является причиной искривления каналов и всей конструкции в целом. [c.238]

При переходе от тепловых реакторов к быстрым и в будущем к термоядерным реакторам значение данной группы явлений радиационной повреждаемости материалов не уменьшится, а возрастет. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что переход к более энергонапряженным реакторам приводит к росту механических напряжений в элементах конструкции, а с другой — переход потребует работы материалов при потоках и флюенсах быстрых нейтронов, на два-три порядка более высоких, чем в случае тепловых реакторов. В этих условиях должны в значительно большей степени [c.11]

Требование радиационной стойкости предъявляется к конструкционным сталям, используемым для корпусов, трубопроводов, внутрщсорпусных конструкций, элементов активных зон, оболочек тепловьщеляющих элементов реакторов на тепловых и особенно быстрых нейтронах (РБН). [c.313]

В реакциях синтеза около 80% энергии уносится высокоэнерге-тичными (порядка 14 МэВ) нейтронами, пронизывающими на большую глубину элемент конструкции термоядерного реактора. С учетом этого следует ожидать, что объемные повреждения материалов при одинаковом интегральном потоке нейтронов будут более значительными, чем в случае быстрых реакторов, по крайней мере, в силу двух причин с одной стороны, под действием нейтронов с энергией 14 МэВ в материалах будут возникать более энергичные первично выбитые атомы, а следовательно, будут создаваться большие количества смещенных атомов и большие повреждения, чем в случае нейтронов быстрых реакторов. С другой стороны, сечения (п, а)-и п, р)-реакций для нейтронов таких энергий существенно выше, чем для нейтронов реакторного спектра энергий. Образующиеся [c.10]

Вопрос о влиянии интенсивного нейтронного облучения на процессы окисления и совместимости материалов может иметь, как указывалось выше, большое значение для живучести элементов конструкции быстрых реакторов, однако физическая сторона дан- ного вопроса исследована мало [8, 9]. Интересная информация. [c.17]

МАССОВОЕ ЧИСЛО, суммарное число нуклонов (нейтронов п протонов) в ат. ядре. Различно для изотопов одного хим. элемента. МАСС-СЕПАРАТОР, прибор для измерения массовых ч[1сел А нуклидов, образующихся в яд. реакциях на ускорителях пли в яд. реакторах. При изучении радиоактивных долгоживущих нуклидов (период полураспада > 1 мин) в кач-ве М.-с. используют статич. масс-спектрометры со спец. конструкцией ионного источника, позволяющей быстро помещать образец в источник ионов или облучать его непосредственно в масс-спектрометре. Для определения А короткоживущих нуклидов используются М.-с. с торможением ионов в камере, наполненной газом и польщённой в поперечное магн. поле. При определ. условиях изменение заряда иона (нри торможении ядра обрастают эл-нами) компенсируется изменением его скорости, и радиус траектории определяется лишь массой иона. Разрешающая способность газонаполненных М.-с. 100, мин. время анализа 10 с. и. О. Лейпунский. МАСС-СПЕКТРОМЕТР, прибор для разделения ионизов. молекул и атомов по пх массам, основанный на воздействии магн. и электрич. полей на пучки ионов, летящих в вакууме. В М.-с. регистрация ионов осуществляется электрич. методами, в м а с с -спектрографах — по потемнению фоточувств ИТ. слоя. [c.393]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...