Цепная ядерная реакция и ядерные реакторы

ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ И ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ [c.216]

При делении каждого ядра в пределах реактора выделяется 200 МэВ энергии. Этот процесс называется цепной ядерной реакцией деления. Если цепная реакция развивается очень быстро, за несколько микросекунд, то она происходит в виде взрыва, как в атомной бомбе. Если же ее контролировать и поддер- [c.161]

Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизводство ядерного топлива, необходимо получить достаточное число нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены поддержание реакции деления, захват нейтронов в компенсация утечки и захват нейтронов в конструкционных и внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективности размножения в данном реакторе, [c.176]

Включены были все приборы, сигнализирующие о радиационной опасности. Проверена исправность системы управления и защиты... Извлекли два аварийных кадмиевых стержня из реактора и оставили их во взведенном состоянии достаточно было нажать на кнопку, и они упали бы в вертикальные каналы реактора и погасили цепную ядерную реакцию. [c.208]

Основной принцип работы любого ядерного реактора — это, конечно, управление цепной ядерной реакцией, поскольку только в этом случае, можно будет безопасно использовать выделяющуюся ядерную энергию. Хотя вариантов подобного управления цепной ядерной реакцией огромное множество, однако существует всего лишь несколько (не больше двадцати) схем управления, которые заслуживают внимания и годны для экспериментальной проверки. В этой главе будет рассказано об основных типах ядерных реакторов, но прежде полезно сделать несколько общих замечаний. [c.71]

Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радиа ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). [c.87]

Цепные реакции деления ядерных топлив. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предьщущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Сечение деления в тепловой области в сотни раз превышает сечение деления в области энергий быстрых нейтронов. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах — замедлителях — воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др. [c.19]

Ядерная энергия высвобождается главным образом в виде энергии движения ядер и нейтронов, т. е. в виде тепла. Установки, в которых осуществляется стационарная цепная реакция расщепления, называются ядерными реакторами. Первый такой реактор (рис. 32) был построен Ферми. Историческая дата его пуска — 2 декабря 1942 г. Кроме реакторов, цепная ядерная реакция, правда, уже неуправляемая, носящая взрывной характер, осуществляется в атомных бомбах (рис. 33). [c.73]

В течение 8-9 июня были проведены окончательные испытания системы управления ядерной реакцией в котле и производилась дальнейшая загрузка котла -реактора ураном. 10 июня в 19 часов после закладки в котел 72,6 тонн урана (по проекту полная загрузка реактора рассчитывалась в количестве 120-150 тонн) и после включения в технологические каналы воды, играющей роль охладителя, в реакторе началась цепная ядерная реакция. [c.451]

Так, используя свойства ядер урана, нейтронов и графита удалось осуществить управляемую ядерную реакцию, получить атомную энергию, произвести новые запасы делящихся веществ и радиоактивных изотопов. Установки, в которых осуществляются цепные реакции деления ядер урана, называются ядерными реакторами, или атомными котлами. Внешне эти установки отнюдь не напоминают собой котлы в обычном смысле слова. Это целые сооружения, являющиеся важнейшими звеньями атомной промышленности. [c.14]

Но главное, чем плутоний-239 отличается от других элементов,— это способность его ядер делиться под воздействием нейтронов любой энергии. Причем при делении одного ядра испускается в среднем по три нейтрона, способных вызвать деление других ядер плутония, т. е. вызвать цепную ядерную реакцию. Именно это свойство и позволяет использовать плутоний-239 в реакторах в качестве горючего. [c.88]

Выше уже говорилось о том, что большое количество свободных нейтронов образуется только в результате цепной ядерной реакции деления ядер урана-235, осуществляемой в атомных реакторах. Совершим мысленно путешествие внутрь уран-графитового реактора, посмотрим его устройство и работу. [c.89]

Чтобы в реакторе, собранном из урана и замедлителя, цепная ядерная реакция стала возможной, он был доведен до так называемых критических размеров. Кроме того, вылет нейтронов был уменьшен за счет применения отражателя. В первом советском реакторе отражателем нейтронов служил слой графита толщиной около 0,8 м. [c.97]

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]

Внутри активной зоны помещают регулирующие стержни с использованием материалов, хорошо поглощающих нейтроны (кадмий, бор и др.). При подъеме стержня скорость цепной реакции увеличивается, поэтому возрастает и мощность реактора изменением глубины погружения регулируют интенсивность цепной реакции в активной зоне, а следовательно , и ее тепловыделение. В процессе выгорания топлива стержни автоматически устанавливаются на определенной глубине. С этой целью в специальных каналах реактора размещают ионизационные камеры, связанные через электронную схему с кинематической системой, которая автоматически перемещает стержни и устанавливает их в новое положение, отвечающее заданной мощности. В аварийном режиме для прекращения цепного процесса специальные аварийные стержни мгновенно погружаются в каналы реактора. С течением времени ядерное топливо выгорает, и [c.351]

Если реактор работает на тепловых нейтронах (напомним, что их скорость — порядка двух тысяч метров в секунду, а энергия — доли электрон-вольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония немногим меньшее, чем количество выгоревшего урана-235. Немногим, но меньшее, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддерживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля урана-235. Отсюда закономерен вывод тепловой реактор на естественном уране — основной тип ныне действующих реакторов — не может обеспечить расширенного воспроизводства ядерного горючего. Но что же тогда перспективно Для ответа на этот вопрос сравним ход цепной ядерной реакции в уране-235 и плутонии-239 и введем в наши рассуждения еще одно физическое понятие. [c.125]

Проследим, на что тратятся полученные нейтроны. В любом реакторе один нейтрон нужен для поддержания цепной ядерной реакции. 0,1 нейтрона поглощается конструктивными материалами установки. Избыток идет на накопление плутония-239. В одном случае избыток равен 1,13, в другом — 1,60. После сгорания килограмма плутония в быстром реакторе выделяется энергия в 2,25 X Х10 и накапливается 1,6 кг плутония. А уран и в быстром реакторе даст ту же энергию и 1,1 кг нового ядерного горючего. И в том, и в другом случае налицо расширенное воспроизводство. Но нельзя забывать об экономике. [c.126]

В определенном количестве ядерного топлива при (известных условиях может возникнуть цепная ядерная реакция. Такие условия создаются в ядерном реакторе и притом таким образом, что эта реакция является управляемой. Однако при произвольном обращении с ядерным топливом и нарушении требований [28.6] может возникнуть неуправляемая цепная ядерная реакция. [c.347]

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ — внутренняя энергия атомного ядра, связанная с взаимодействиями и движениями образующих ядро нуклонов. О способах получения и применения Я. э. см. Атомная энергетика. Термоядерные реакции, Ядерные реакторы, Ядерные реакции, Ядерные цепные реакции. [c.546]

Для обеспечения цепной (самоподдерживающейся) реакции необходимо применять в ядерных реакторах в качестве горючего обогащенный уран, а также вводить в активную зону реактора замедлитель нейтронов (обычная или тяжелая вода, графит). Упрощенная схема ядерного реактора изображена на рис. 2-5. Ядерное горючее в нем размещено в тепловыделяющих элементах (твэлах) 1. Они окружены отражателем 5 для того, чтобы нейтроны не покинули реактор. Выделяющееся при распаде тепло передается циркулирующей в трубках (каналах) 3 и 4 жидкости, являющейся теплоносителем. Такой тип реактора (рис. 2-5,а) называют канальным. Теплоносителем в нем служит вода, замедлителем — графит. [c.9]

Таким образом, хотя коллапсы и представляют собой необратимые процессы, эти процессы весьма своеобразны они протекают абсолютно спонтанно и не поддаются управлению извне, если иметь в виду только отдельные элементарные акты. Возникает вопрос можно ли в принципе рассуждать о каких-либо формах управления квантовыми коллапсами Определенную надежду на положительный ответ дает пример цепной реакции в атомном реакторе. Ведь эта реакция тоже построена на элементарных квантовых переходах, каждым из которых управлять нельзя. Но если управлять вероятностями переходов, то они, будучи умноженными на большое число участников процесса, автоматически становятся соответствующими макроскопическими переменными ядерной кинетики. После этого управление становится возможным. Итак, для управления нужно иметь много участников процесса. [c.289]

При делении ядер одновременно с образованием двух фрагментов деления испускаются также несколько быстрых нейтронов. Эти нейтроны способны вызывать новые процессы деления ядер, при которых возникают новые быстрые нейтроны и т. д. Таким образом, оказывается возможным осуществление цепной ядерной реакции. Неуправляемая цепная ядерная реакция имеет место при взрывах атомных бомб, а управляемая цепная ядерная реакция идет в ядерных реакторах деления. [c.279]

Несмотря на их небольшое количество, запаздывающие нейтроны совершенно необходимы для обеспечения стабильной работы реактора деления. Для управления цепной реакцией в ядерный реактор вводят элемент (обычно бор или кадмий), сильно поглощающий нейтроны. Этот элемент вводится в виде стержней, длина которых в активной зоне реактора регулируется путем вдвигания и выдвигания так, чтобы мощность реактора оставалась на постоянном уровне. Такое регулирование возможно лишь при том условии, что развитие ядерной цепной реакции во времени происходит достаточно медленно, чтобы, несмотря на г ою неизбежную механическую инерцию, эти управляющие стер ни вовремя оказывались в нужном положении. [c.286]

Следили за показаниями механического нумератора нейтронной импульсной установки и наносили на график результаты этих измерений... Взглянув на график, И. В. Курчатов заявил, что это еще не саморазвиваю-щаяся цепная ядерная реакция, и тут же ее погасил. Затем он предложил повторить опыт, подняв регулирующий кадмиевый стержень еще на 10 сантиметров. Два аварийных стержня ввели внутрь реактора, а регулирующий извлекли еще на 10 сантиметров. [c.209]

Физические основы ядерной энергетики и техники. Исследуются физические условия а) протекания контролируемой цепной реакции деления ядер и б) протекания управляемых термоядерных реакций синтеза. Изучаются вопросы нейтроь 1 Ой физики и физики действия реакторов. Сюда же относятся физические основы mhoi o-численных вопросов ядерной техники (обращение с радиоактивными материалами и отходами производства, вопросы дозиметрии и защиты от излучения и др.). [c.9]

На базе радиоактивного изотопа трудно построить прямой преобразователь большой мощности. Существенно большие возможности в этом отношении дает цепная ядерная реакция, позволяющая в принципе получать сколь угодно большое количество тепловой энергии. В августе 1964 г. в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова запущен первый реактор прямого преобразования тепла в электричество. Этот реактор-термопре- образователь получил название Ромашка . Основой Ромашки является высокотемпературный ( макс = 1800° С) реактор, активная зона которого состоит из не боящихся высокой температуры дикарбида урана и графита (используется как конструкционный материал). Активная зона реактора, имеющая форму цилиндра, со всех сторон окружена бериллиевым отражателем. На наружной поверхности отражателя находится термоэлектрический преобразователь, состоящий из большого числа кремний-германиевых пластин, внутренние стороны которых нагреваются теплом, выделяемым реактором, а наружные охлаждаются. Электрическая мощность Ромашки — 500 вт. Реактор-термопрео бразователь примерно такой же мощности построен также в США. [c.408]

Наиболее освоенными энергетическими реакторами являются водо-водяные, в которых вода играет двойную роль отбирает теплоту реакции деления ядерного топлива и одновременно замедляет нейтроны, которые необходимы для поддержания цепной реакции. Такие реакторы называются также реакторами на тепловых (медленных) нейтронах. [c.127]

Другим очень редким типом ядерной реакции является спонтанное деление ядер урана и плутония. Изредка эти ядра могут самопроизвольно расщепляться, подобно тому, как они самопроизвольно излучают альфа-частицы при радиоактивном распаде, то есть расщепляться без какого-либо явного внещнего воздействия, как, например, при поглощении нейтрона. Хотя этот процесс является редким и не совсем до конца понятным, его учет тем не менее также необходим при конструировании ядерного реактора, поскольку этот физический процесс является дополнительным источником нейтронов. Так, в одном грамме природного урана спонтанное деление происходит один раз в 100 с, и в результате каждого такого деления образуются два или три нейтрона. Следовательно, в большом ядерном реакторе, содержащем от 10 до 10 кг урана, каждую секунду образуются миллионы нейтронов дополнительно к тем, которые возникают в результате цепной реакции. [c.58]

Для запуска реактора- бомбы необходимо лишь быстро сжать газообразный уран-235 (например, посредством вызванной извне ударной волны), что заставит большую его часть сконцентрироваться у одного из концов цилиндрической полости, и в результате его объем станет меньше критического, немедленно начнется цепная реакция, выделится большое количество тепла и образуется ударная волна, распространяющаяся по цилиндру со сверхзвуковой скоростью. При этом газ вновь расширяется, и его объем становится больше критического, что мгновенно обуздывает цепную реакцию и подавляет ядерный взрыв (как это происходит в случае, изображенном на рис, 19). Когда ударная волна достигнет противоположного конца цилиндра, вновь произойдет сжатие газа, объем которого станет опять меньше критического в этот момент произойдет еще один взрыв и цикл повторится. Теоретически газ будет колебаться взад и вперед вдоль цилиндра, пока не израс- [c.69]

Защитные системы безопасности — системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядер-ного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушением теплоотвода от твэлов, К защитным системам относятся системы аварийной защиты реактора и системы аварийного охлаждения. [c.106]

Через активную зону прокачивается теплоноситель, к-рый омывает ТВЭЛы и уносит выделяющееся в них тепло. Наличие теплоносителя в активной зоне, а также большого кол-ва кокструкц. материалов в условиях разветвлённой теплопередающей поверхности не препятствует протеканию цепной реакщси. Это существенно облегчает техн. проблемы теплосъёма по сравнению, напр., с реакторами синтеза, где внесение посторонних веществ в зону протекания ядерной реакции недопустимо. [c.679]

Твэлы ВТГР представляют собой графитовую матрицу, в которой диспергированы микротвэлы. Применение микротвэлов позволяет обеспечить малую удельную активность первого контура при глубоком выгорании ядерного топлива и высоких температурах топлива и теплоносителя. Невозможность расплавления керамического топлива в виде микротвэлов, отрицательный мощностный и температурный коэффициенты реактивности, невозможность образования вторичной критической массы, самопроизвольное прекращение цепной реакции деления при тяжелой аварии с полной потерей гелиевого теплоносителя делают ВТГР наиболее безопасными из всех энергоблоков с ядерными реакторами других типов. [c.173]

Радиационную среду принято характеризовать нейтронным спектром и нейтронным потоком. Спектр определяется дискретными уровнями энергии нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осуществления цепной ядерной реакции, различают реакторы на тепловых (медленных) и быстрых нейтронах. Нейтронный поток характеризует интенсивность радиационной среды и выражается числом нейтронов с энергией > 0,1 МэВ, пересекающих площадь 1 см за 1 с (нейтрон/см с). Нейтронный поток, суммированный по времени (нейтрон/см ), или флюэнс нейтронов, характеризует суммарную дозу облучения и является мерой накопления радиационного воздействия. Более точной характеристикой дозы облучения является суммарное количество смещений в расчете на один атом (смещ/ат). На рис. 26.3 представлена модель радиационных повреждений, возникающих при соударении высокоэнергетических нейтронов с атомами кристаллической решетки. Соударения вызывают смещения атомов или каскад смещений в решетке в зависимости от количества энергии, передаваемой нейтроном атому металла. Подвергшийся удару нейтроном первый атом, подобно биллиардному шару, ударяя по другим атомам, вызывает в решетке дополнительные смещения. В результате развития каскада образуются объемы с высокой концентрацией вакансий, по периферии окруженные зонами с повьппенной плотностью [c.852]

В книге затронут весьма широкий круг вопросов. Сначала дается сжатое изложение истории развития наших представлений о строении вещества и особенно интересно рассказывается о постепенном проникновении науки в мир атома открытие радиоактивности, познание строения атома и, наконец, формирование обширной области науки — ядерной физики. Затем в обш,едоступной форме излагаются современные методы изучения ядерных реакций, получение частиц большой энергии для бомбардировки атомного ядра и вопросы, связанные с делением тяжелых ядер, в конце концов приведших к осуществлению цепной реакции. Открытие цепной реакции явилось основой для построения ядерных реакторов и создания атомной бомбы. В наглядной форме описываются конструкции ядерных реакторов, а также основные принципы действия атомных и водородных бомб. Много места автор уделяет описанию разнообразных применений атомной энергии в мирных целях и их перспективам в будущем (электростанции на ядерном горючем, ракетные двигатели, метод меченых атомов, биологическое и медицинское использование ядерных излучений и т. д.). [c.3]

К 10 июня после загрузки в реактор 72,5 тонн металлического урана и пуска в технологические каналы реактора охлаждаюгцей воды началась цепная ядерная реакция. [c.459]

В процессе реализации цепной ядерной реакции деления небольшое количество нейтронов вылетает не в момент акта деления, а чуть позже (спустя 0,05 с и выше). Такие нейтроны, появляюш иеся за счет / -распадов, называются запаздываюш ими. Хотя количество этих нейтронов весьма незначительно (0,7 %), их наличие очень важно для стабильной работы ядерных реакторов, о чем будет сказано ниже. [c.514]

Таким образом, во время работы атомного реактора в урановых стержнях постепенно уменьшается количество ядер урана-235 и увеличивается количество ядер плутония-239. Ядерные свойства плутония сходны со свойствами урана-235. Поэтому он так же, как и уран-235, может слун ить для поддержания цепной ядерной реакции. [c.92]

Кроме того, в. реакторе имеются аварийные стержни, с помощью которых в очень короткое время можно полностью прекратить цепную ядерную реакцию, т. е. остановить атомный реактор. Зти стержни также изготовлены из кадмия или бористой стали, но в отличие от регулирующих стержней для них в активной зоне реактора проделаны вертикальные каналы. При нормальной работе реактора эти стержни удерживаются в верхнем положении сильными электромагнитами. В случае наруптения работы реактора, прекращения подачи теплоносителя, резкого увеличения температуры в реакторе ток в электромагнитах выключается, и аварийные стержни падают в реактор, прекращая его работу. [c.94]

Остановимся теперь подробнее на том, какое количество нового ядерного горючего образуется из урана-238 в процессе ядерной реакции. В реакторе, работающем на медленных нейтронах, последние расходуются следующим образом. Пусть при делении 10 ядер урана-235 появилось 25 новых нейтронов. В среднем 10 из них идет на поддержание цепной реакции, четыре-пять расходуется на получение плутония и около 10 теряется. Подсчитано, что при сгорании 1 кг урана-235 образуется 0,445 кг плутония. В свою очередь сам плутоний делится под действием нейтронов и, излучая нейтроны, увеличивает количество образовавшегося нового горючего. В итоге совместного реагирования урана-235 и плутония в реакции примет участие 1,8 кг ядерного горючего, что приведет к образованию в конечном счете 0,8 кг плутония. Следовательно, на канедый килограмм урана-235, сгорающего в реакторе, образуется 0,8 кг плутония и столько же выгорает его в ходе реакции. Значит, при этом расходуется 1,6 кг [c.94]

Иногда в наших лекциях интересно будет обсуждать не только проблему расчета системы на цепной реакции исходя из ряда известных ядерных констант, но и проблему, в некотором смысле являющуюся обратной, т. е. определение некоторых констант для теории исходя из поведения существующего реактора или из какого-лиоо независимого эксперимента. Постоянные, которые мы можем определить таким образом, не являются обычными основными ядерньши постоянными вроде эффективного сечения. Они скорее являются сложными постоянными вроде /—коэфициента использования тепловых нейтронов или То, которое включает эффективные сечения, плотности и скорости нейтронов. До сих пор мы рассчитывали сложные постоянные из основных данных. Полученные нами значения могут быть ошибочными, и имеет смысл их проверить. Следовательно, мы предполагаем, что на основании примерных значений соответствующих ядерных постоянных мы построили систему на цепной реакции и хотим определить r,f—1 исходя из поведения нашего реактора. [c.113]

Четверть века назад ядерные реакторы обычно называли атомными котлами, подчеркивая тем самым суть происходящих в них процессов главное — это выделение энергии. Но если в обычных топках горючее полностью (или почти полностью) сгорает, то в ядерном реакторе все обстоит иначе. В рабочем цикле выгорает лишь незначительная доля урана протопить реактор до полного выгорания ядерного горючего технически невозможно. Но в реакторе урап зашлаковывается продуктами деления меньше в нем становится урана-235 цепная реакция неизбежно начинает глохнуть, и поддержать ее можно, только сменив твэлы. А в отработанных твэлах осталась еще большая часть ядерного горючего, и уран из них необходимо вновь пустить в дело. [c.90]

Ферми (Fermi) Энрико (1901-1954) — выдающийся итальянский физик, один из создателей ядерной и нейтронной физики. Окончил Пизанский университет и Высшую нормальную школу (1922 г.). Работал в Геттингенском и Лейденском университетах, преподавал в Римском и Флорентийском университетах. В 1938 г. эмигрировал в США, где в 1942 г. в Металлургической лаборатории Чикагского университета построил первый ядерный реактор и осуществил управляемую цепную ядерную реакцию. Научные работы в области атомной и ядериой физики, статистической механики, физики космических лучей, физики высоких энергий, астрофизики, технической физики, разработал статистику частиц с полуцелым спином (статистика Ферми — Дирака), создал модель атома (модель Томаса — Ферми), открыл искусственную радиоактивность (1934 г.), обусловленную нейтронами, эффекты замедления нейтронов (Нобелевская премия, 1938 г.). Впервые (1941 г.) зарегистрировал нейтроны при спонтанном делении. Член многих академий наук и научных обществ. [c.267]

На рис. 152 показана тепловая схема первой в мире атомной электроста щии, пущенной в СССР в июне 1954 г. Ядерный реактор I представляет собой толстостенный бетонный блок, внутри которого размещены урановые стержни (ядерное горючее), кадмиевый регулятор цепной реакции и графитовый блок для заземления и отражения нейтронов. В процессе сгорания урана в ядерном реакторе выделяется большое количество тепла (1 кр [c.206]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...