Ядерная энергетика
<<  Развитие ядерной энергетики в украине по физике Выставка - конференция наоборот: Корпоративные Университеты  >>
Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для
Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для
Содержание
Содержание
Одной из стратегических целей развития энергетики в России в ближайшее
Одной из стратегических целей развития энергетики в России в ближайшее
Сценарий развития общей энергетики в России и место в ней ядерной
Сценарий развития общей энергетики в России и место в ней ядерной
Проблемы ядерной энергетики
Проблемы ядерной энергетики
Современное положение в ядерной энергетике в России следующее:
Современное положение в ядерной энергетике в России следующее:
Заметная часть ядерно-энергетического сообщества считает, что для
Заметная часть ядерно-энергетического сообщества считает, что для
Возможные сценарии развития атомной энергетики России c использованием
Возможные сценарии развития атомной энергетики России c использованием
Токамак –путь практического использования управляемых термоядерных
Токамак –путь практического использования управляемых термоядерных
СОСТОЯНИЕ физики и технологии токамаков
СОСТОЯНИЕ физики и технологии токамаков
Компактный токамак-возможный путь использования токамаков для решения
Компактный токамак-возможный путь использования токамаков для решения
Концепция компактного токамака –источника термоядерных нейтронов
Концепция компактного токамака –источника термоядерных нейтронов
Выбор умеренной величины аспектного отношения компактных токамаков
Выбор умеренной величины аспектного отношения компактных токамаков
Плазмофизическая база компактного токамака
Плазмофизическая база компактного токамака
Инжекция нейтральных дейтонов с энергией 140 и 500 кэВ и мощностью
Инжекция нейтральных дейтонов с энергией 140 и 500 кэВ и мощностью
Вариант схемы компактного токамака-источника термоядерных нейтронов
Вариант схемы компактного токамака-источника термоядерных нейтронов
конфигурация – диверторная с однонулевым дивертором; - большой радиус
конфигурация – диверторная с однонулевым дивертором; - большой радиус
Общий вид ТИН с теплой электромагнитной системой, вакуумной камерой,
Общий вид ТИН с теплой электромагнитной системой, вакуумной камерой,
Вариант с А = 2.5, R = 1.9м, Bt = 3 Тл Nb3Sn а = 0.76 м, A= 2.5, k95 =
Вариант с А = 2.5, R = 1.9м, Bt = 3 Тл Nb3Sn а = 0.76 м, A= 2.5, k95 =
Профили параметров плазмы ТИН
Профили параметров плазмы ТИН
Сценарий выхода тока плазмы на стационарный режим
Сценарий выхода тока плазмы на стационарный режим
Вариант с А = 2.5, R = 2.5м, Bt = 3 Тл NbTi R=2
Вариант с А = 2.5, R = 2.5м, Bt = 3 Тл NbTi R=2
Примерный состав и структура бланкета токамака для переработки топлива
Примерный состав и структура бланкета токамака для переработки топлива
Использование термоядерных нейтронов для трансмутации – один из
Использование термоядерных нейтронов для трансмутации – один из
Компактный токамак – трансмутатор минорных актинидов
Компактный токамак – трансмутатор минорных актинидов
Бланкет трансмутационного токамака-реактора
Бланкет трансмутационного токамака-реактора
Варианты компактных реакторов-токамаков с «чистым» бланкетом
Варианты компактных реакторов-токамаков с «чистым» бланкетом
Бланкет –типа бланкета DEMO-C: толщина 0,5-0,75 м, керамические шарики
Бланкет –типа бланкета DEMO-C: толщина 0,5-0,75 м, керамические шарики
Характеристики компактного токамака (А=2) для тестирования компонент и
Характеристики компактного токамака (А=2) для тестирования компонент и
Ядерно-технологические проблемы создания гибридного токамака-реактора
Ядерно-технологические проблемы создания гибридного токамака-реактора
Задачи создания компактного токамака – источника термоядерных
Задачи создания компактного токамака – источника термоядерных
Задачи содания компактного токамака – источника термоядерных нейтронов
Задачи содания компактного токамака – источника термоядерных нейтронов
Заключение
Заключение
Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для
Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для

Презентация: «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики». Автор: Elena Taraskina. Файл: «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики.ppt». Размер zip-архива: 1051 КБ.

Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики

содержание презентации «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики.ppt»
СлайдТекст
1 Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для

Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для

решения задач ядерной и термоядерной энергетики

Э. Азизов, Э.Бондарчук,Е. Велихов, Г. Гладуш, А. Гостев, В. Докука, В. Крылов, А. Лопаткин, А. Минеев, Н. Обысов, В. Смирнов, Ю. Стребков, Р. Хайрутдинов ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», Троицк , ФГУ РНЦ «КИ», НИКИЭТ, Москва, НИИЭФА им. Д.В. Ефремова, Санкт-Петербург, ГК Росатом. Международный Форум ТЭК, Санкт-Петербург, 2009г. azizov@triniti.ru

2 Содержание

Содержание

1.Развитие ядерной энергетики и ее проблемы. 2.Возможные направления использования токамаков как источников термоядерных нейтронов в ядерной энергетике и основания для этого 3.Компактные токамаки-рациональный путь создания ТИН. 4.Варианты ТИН для наработки топлива. 5.ТИН для трансмутации. 6.Чистый компактный токамак-реактор. 7.Компактный ТИН-ТРТ. 8.Задачи создания компактных ТИН. 9.Заключение. . .

3 Одной из стратегических целей развития энергетики в России в ближайшее

Одной из стратегических целей развития энергетики в России в ближайшее

десятилетия является строительство атомных электростанций общей мощностью более 30 ГВт. Решение этой задачи базируется на развитых в настоящее время технологиях и проектах нового поколения реакторов на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах, как полагает ряд специалистов, станут основой атомной энергетики со второй половины ХХI века должны еще пройти свой непростой путь разработок достижения приемлемой технологичности, безопасности и экономичности

4 Сценарий развития общей энергетики в России и место в ней ядерной

Сценарий развития общей энергетики в России и место в ней ядерной

энергетики деления

1 - общая энергетика, 2 - ядерная энергетика, включающая быстрые реакторы, 3 - быстрые реакторы, 4 - тепловые реакторы на U233, 5 - тепловые реакторы на U235

5 Проблемы ядерной энергетики

Проблемы ядерной энергетики

Ограниченность топливных ресурсов тепловых АЭС; Создание приемлемых по технологии, экономике и безопасности быстрых реакторов; Отсутствие замкнутого топливного цикла; Утилизация отработанного ядерного топлива; Общественно приемлемая безопасность; Нераспространение ядерного оружия.

6 Современное положение в ядерной энергетике в России следующее:

Современное положение в ядерной энергетике в России следующее:

Добываемого топлива для тепловых реакторов едва хватит до конца столетия; Имеется определенное количество оружейного плутония, который может быть использован как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Плутоний, нарабатываемый в тепловых реакторах, предполагается использовать в БР. Базовый вариант БР, который будет основой экономически и экологически приемлемой и безопасной ядерной энергетики, еще не разработан. Быстрый реактор-наработчик топлива рассмотрен только концептуально Не решен вопрос об утилизации ОЯТ и долговременном безопасном его захоронении.

7 Заметная часть ядерно-энергетического сообщества считает, что для

Заметная часть ядерно-энергетического сообщества считает, что для

решения задач ядерной энергетики использование источника термоядерных нейтронов не только необходимо, но уже и актуально.

8 Возможные сценарии развития атомной энергетики России c использованием

Возможные сценарии развития атомной энергетики России c использованием

источников термоядерных нейтронов

Каждый из этих сценариев имеет свои за и против.

Совместно быстрые и тепловые реакторы, каждые из которых занимают свою нишу в ядерной энергетике. В этом случае необходима наработка топлива (Pu239 или U233); Только тепловые АЭС и термоядерные источники нейтронов для наработки топлива; Быстрые, тепловые и гибридные (синтез-деление) реакторы. Гибридные реакторы используются как для наработки топлива и трансмутации, так и для производства энергии.

9 Токамак –путь практического использования управляемых термоядерных

Токамак –путь практического использования управляемых термоядерных

реакций

Три направления развития:

1. «Чистый» термоядерный реактор (тритий воспроизводящий бланкет без делящихся материалов) 2. Гибридный реактор для переработки топлива с бланкетом, содержащим уран 238 или торий 232 3. Трансмутационный реактор с бланкетом, содержащим минорные актиниды и осколки деления

10 СОСТОЯНИЕ физики и технологии токамаков

СОСТОЯНИЕ физики и технологии токамаков

Достигнуто необходимое время удержание термоядерной плазмы и получен расчетный выход термоядерных нейтронов; Подтверждена возможность поддержания стационарного состояния плазменного шнура; Разработаны сценарии получения интенсивных потоков нейтронов ; Успешно решаются технические проблемы создания: а) магнитной системы - теплой - криорезистивной -из СП и ВТСП б) систем дополнительного нагрева: - инжекторов нейтральных пучков - мощных ВЧ- и СВЧ- в) система управления плазменными процессами

11 Компактный токамак-возможный путь использования токамаков для решения

Компактный токамак-возможный путь использования токамаков для решения

задач ядерной энергетики. Они могут служить:

В качестве источника термоядерных нейтронов для наработки топлива ( Pu239, U233 для тепловых реакторов. Как источника нейтронов для трансмутации минорных актинидов облученного ядерного топлива. Как источника чистой термоядерной энергии; Как интенсивного источника нейтронов для тестирования материалов и технологий термоядерной энергетики.

12 Концепция компактного токамака –источника термоядерных нейтронов

Концепция компактного токамака –источника термоядерных нейтронов

основана на следующих предпосылках:

Аспектное отношение на границе между сферическими и классическими токамаками; Умеренные размеры и вытянутость (Ro ? 2 м, а ? 1 м, k95 = 1,7), SN; Q ? 2; ?N ? max (3,5?li) (подтверждается экспериментами); Pf ? 50-120 МВт; ?Е = ?E,IPB(y,2); H = 1.2 ?1.4 ( достигнуто на JET); Используется нагрев нейтральными пучками с умеренной энергией дейтонов; Возможно использование ИЦН и ЭЦН; Комбинированное индукционное и неиндукционное формирование плазмы и подъем тока;

13 Выбор умеренной величины аспектного отношения компактных токамаков

Выбор умеренной величины аспектного отношения компактных токамаков

обусловлен:

необходимостью надежного решения проблемы ввода тока ( индуктор); возможностью использования базы данных традиционных токамаков; возможностью использования в качестве ЭМС теплых обмоток на первом этапе создания источника термоядерных нейтронов. На следующих этапах теплые обмотки заменяются на сверхпроводящие или на ВТСП.

14 Плазмофизическая база компактного токамака

Плазмофизическая база компактного токамака

Экспериментально подтвержденный скейлинг (IPB98(у,2)) с учетом установленного в экспериментах коэффициента улучшения удержания дает необходимое энергетическое время удержания термоядерной плазмы Возможность стационарного режима поддержания плазменного шнура при условии подавления глобальных неустойчивостей установлена экспериментально (JET, TORE-SUPRA и др.) Дополнительный нагрев плазмы (нейтральная инжекция(140-500 кэВ), ИЦР, ЭЦР, НГ) обладает достаточной для поддержания стационарного состояния эффективностью Показана возможность управления процессами как в центре так и на периферии плазменного шнура Экспериментально достигнуто значение Q~1, когда мощность термоядерных реакций компенсирует мощность энергопотерь в плазме, а нейтронный поток соответствует расчетному Практически полностью разработана технологическая диагностика и созданы активные средства, при помощи которых можно управлять процессами в плазменном шнуре Созданы и верифицированы программы, позволяющие с большой надежностью моделировать и прогнозировать процессы в плазменном шнуре Создаются мощные информационные и измерительные средства и программы, позволяющие в режиме on-line получать информацию о процессах в плазме, на первой стенке, диверторе и эффективно ими управлять

15 Инжекция нейтральных дейтонов с энергией 140 и 500 кэВ и мощностью

Инжекция нейтральных дейтонов с энергией 140 и 500 кэВ и мощностью

пучка до 100 MВт позволит:

Нагреть плазму до 8-10 кэВ; Создать условия поддержания стационарного режима путем эффективной генерации бутстреп-тока (> 40% IP) и токов увлечения; Управлять профилями тока, коэффициентом запаса устойчивости, плотности и температуры; Генерировать за счет реакции плазма-пучок до 50% нейтронного потока

16 Вариант схемы компактного токамака-источника термоядерных нейтронов

Вариант схемы компактного токамака-источника термоядерных нейтронов

Central column

Central solenoid

Vacuum vessel

PF coils

PF coils

PF coils

TF coils

Blanket

Divertor

17 конфигурация – диверторная с однонулевым дивертором; - большой радиус

конфигурация – диверторная с однонулевым дивертором; - большой радиус

плазмы R0 = 1,5 м; - малый радиус плазмы а = 0,75 м; - аспектное отношение А = 2; - вытянутость сечения плазмы k95 = 1,6; - треугольность плазмы ?95 = 0,2; Запас устойчивости на границе плазмы q95 ~6 - номинальный ток плазмы Ipl = 2 МА; - тороидальное поле на оси плазмы Bt? = 2,5 T; полоидальное бэта ?p ~ 1; - внутренняя индуктивность плазмы li = 0,8

Для инженерной проработки варианта ТИН с теплой ЭМСвыбраны следующие основные параметры плазмы на плато

18 Общий вид ТИН с теплой электромагнитной системой, вакуумной камерой,

Общий вид ТИН с теплой электромагнитной системой, вакуумной камерой,

бланкетом и диверторным устройством показан на рисунке.

19 Вариант с А = 2.5, R = 1.9м, Bt = 3 Тл Nb3Sn а = 0.76 м, A= 2.5, k95 =

Вариант с А = 2.5, R = 1.9м, Bt = 3 Тл Nb3Sn а = 0.76 м, A= 2.5, k95 =

1.7, ? = 0.2, Zeff =1.2

Параболическая профиль плотности плазмы

Плоский профиль плотности плазмы

Мощность инжекции, PNBI,tang, MW

20

20

Тороидальное поле на оси плазмы Bt|R=Ro, Tл

3.0

3.0

Состав плазмы D:T

25:75

25:75

Ток плазмы Ip, MA

2.3827

2.2949

Фактор улучшения удержания Hу,2

1.2

1.2

Запас устойчивости на границе плазмы q95

6.063

6.3631

Средняя концентрация плазмы <n20>, m-3

0.5

0.5

Средняя температура ионов плазмы <Ti>, keV

3.049

3.703

Энергетическое время жизни плазмы ?Е, s

0.162

0.157

Нормализованная бета плазмы, ?N

2.5385

2.8759

Мощность энерговыделения в нейтронах Pn, MW

9.5032

10.1595

Нейтронная нагрузка на первую стенку ?, MW/m2

0.1257

0.1350

Площадь, m2

75.6074

75.6074

20 Профили параметров плазмы ТИН

Профили параметров плазмы ТИН

21 Сценарий выхода тока плазмы на стационарный режим

Сценарий выхода тока плазмы на стационарный режим

22 Вариант с А = 2.5, R = 2.5м, Bt = 3 Тл NbTi R=2

Вариант с А = 2.5, R = 2.5м, Bt = 3 Тл NbTi R=2

5 м, а = 1.0 м, A= 2.5, k95 = 1.7, ? = 0.2, Zeff = 1.2

Параболическая плотность

Мощность инжекции, PNBI,tang, MW

30

Тороидальное поле на оси плазмы Bt|R=Ro, Tл

3.0

Состав плазмы D:T

25:75

Ток плазмы Ip, MA

3.4323

Фактор улучшения удержания Hу,2

1.2

Запас устойчивости на границе плазмы q95

4.8133

Li

0.508

Средняя концентрация плазмы <n20>, m-3

0.7

Средняя температура ионов плазмы <Ti>, keV

3.092

Нормализованная бэта плазмы ?N

2.3684

Мощность энерговыделения в нейтронах Pn, MW

13.1419

Нейтронная нагрузка на первую стенку ?, MW/m2

0.1013

Площадь, м2

129.70

23 Примерный состав и структура бланкета токамака для переработки топлива

Примерный состав и структура бланкета токамака для переработки топлива

(%, см)

Алюминат лития

24 Использование термоядерных нейтронов для трансмутации – один из

Использование термоядерных нейтронов для трансмутации – один из

возможных путей эффективной утилизации ОЯТ

Достоинства этого пути:

Возможность использования трансмутационных бланкетов различного типа в том числе: Жидкометаллического с высокотемпературным (Pb, Na), низкотемпературным (вода) или газовым теплоносителями; Жидкосолевого с вариацией количества МА; С воспроизводством трития, 2. Исключение Pu из трансмутационного цикла; 3. Ядерная безопасность

25 Компактный токамак – трансмутатор минорных актинидов

Компактный токамак – трансмутатор минорных актинидов

k=1,7, D:T= 0,3:0,7, H=1,6

I

II

Ток плазмы Ip, MA

5,00

5,3

?p

1,2

1,3

Энергетическое время удержания, ?E, мс

412

427

Средняя концентрация, ne20, м-3

1,0

1,0

Мощность нейтронных пучков, PNBI, MВт

45

45

Средняя электронная температура, Тe, кэВ

6,8

7,1

Средняя ионная температура, Ti, кэВ

7,1

7,5

q0

2,9

1,4

ne/nGW

0,638

0,604

li

0,585

0,746

Ibs, MA

2,542

2,181

Тепловая энергия плазмы, Wp, MДж

20,900

22,153

ffast, %

17,485

25,631

Поток нейтронов Гn, MВт/м2

0,311

0,352

Q

1,217

1,374

?N

3,189

3,550

Реакция пучок-плазма, PBTI, MВт

25,429

28,204

?-particles power, P?, MВт

7,818

8,849

Мощность в нейтронах Pn, MВт

46,587

52,732

Доля бутстреп-тока, fbs

0,5089

0,4142

Эффективность токов увлечения пучками, ?NB, A/Вт

0,0546

0,0690

Энергия, ENB, кэВ

200

300

26 Бланкет трансмутационного токамака-реактора

Бланкет трансмутационного токамака-реактора

Структура бланкета

Интегральная характеристика бланкета и скорости деления МА

Зона 1

50 % сталь, 50 % теплоноситель

Зона 2

15 % сталь, 50 % теплоноситель, 35 % МА

Зона 3

15 % сталь, 40 % теплоноситель, 45 % МА

Зона 4

75 % сталь, 25 % вода

Параметры

Вариант 2 (Li)

Вариант 3 (H2O)

Число делений на 1 DT нейтрон

Число делений на 1 DT нейтрон

Число делений на 1 DT нейтрон

Зона 2

1,87

0,66

Зона 3

5,17

1,23

Всего

7,04

1,89

Keff

0,96

0,86

Интегральные характеристики

Интегральные характеристики

Интегральные характеристики

Удельная мощность деления, MВт/м3

211

56,7

Тепловая мощность, MВт

4627

1243

27 Варианты компактных реакторов-токамаков с «чистым» бланкетом

Варианты компактных реакторов-токамаков с «чистым» бланкетом

Реактор с «чистым» бланкетом Rо= 3 м, A= 2, k=1,7, D:T= 0,5:0,5, Bt(Rо)=3,9 Tл, HIPB98(y,2)=2

Реактор с «чистым» бланкетом Rо= 3 м, A= 2, k=1,7, D:T= 0,5:0,5, Bt(Rо)=3,9 Tл, HIPB98(y,2)=2

Реактор с «чистым» бланкетом Rо= 4 м, A= 2, k=1,7, D:T= 0,5:0,5, Bt(Rо)=3,9 Tл, HIPB98(y,2)=2

Реактор с «чистым» бланкетом Rо= 4 м, A= 2, k=1,7, D:T= 0,5:0,5, Bt(Rо)=3,9 Tл, HIPB98(y,2)=2

I

II

I

II

Ток плазмы Ip, MA

10,792

11,918

12,934

11,876

Энергетическое время удержания ?E, с

1,33

1,19

2,03

1,93

Средняя концентрация, ne20, м-3

1,364

1,375

0,9078

0,906

Средняя электронная температура, Тe, кэВ

8,96

10,10

10,374

8,857

Средняя ионная температура, Ti, кэВ

8,74

9,92

10,127

8,664

ne/nGW

0,893

0,815

0,882

0,959

Поток нейтронов Гn, MВт/м2

1,6551

2,2573

1,3863

1,2708

Q

10,871

11,863

19,045

16,188

?N

4,655

5,075

4,032

3,990

Мощность нейтронного излучения Pn, MВт

558,54

761,83

831,75

760,47

Мощность пучков PNB, MВт

20/40

20/55

20/31

20/35

Энергия пучков ENB, кэВ

400/500

400/400

400/500

400/400

28 Бланкет –типа бланкета DEMO-C: толщина 0,5-0,75 м, керамические шарики

Бланкет –типа бланкета DEMO-C: толщина 0,5-0,75 м, керамические шарики

в стальном каркасе; теплоноситель – гелий под давлением 10 МРа; при нейтронном потоке 1,3 МВт/м2 бланкет может генерировать 1,5-2,8 ГВт тепловой энергии

Компактные токамаки-реакторы следующих масштабов могут: R=3 м, при поддержке нейтральными пучками общей мощностью 60 МВт обеспечить Q=10; R=4 м при тех же параметрах пучков обеспечить Q>20. При мощности пучков 75 МВт термоядерная мощность достигнет 1,8 ГВт Оба варианта могут быть использованы и как TРT.

29 Характеристики компактного токамака (А=2) для тестирования компонент и

Характеристики компактного токамака (А=2) для тестирования компонент и

технологий термоядерных реакторов

R = 2 м; a = 1 м; Bt ? 4 Tл; ne?1,5?1020 м-3, k =1,7; PNB=50 MВт (400 кэВ)

Моделирование показывает, что такой токамак может обеспечить нейтронную нагрузку на стенку 1,3 МВт/м2, достаточную для тестирования материалов термоядерных реакторов

30 Ядерно-технологические проблемы создания гибридного токамака-реактора

Ядерно-технологические проблемы создания гибридного токамака-реактора

Создание эффективного бланкета (нейтронно-физическое обоснование, выбор материалов, разработка эффективной конструкции); Выбор теплоносителя; Разработка тритий воспроизводящего контура; Радиационная защита ЭМС и других систем реактора; Радиационностойкие материалы (первой стенки, бланкета, внутрикамерных элементов, дивертора и др.)

31 Задачи создания компактного токамака – источника термоядерных

Задачи создания компактного токамака – источника термоядерных

нейтронов Экспериментальное подтверждение плазмо-физической модели стационарного токамака – источника нейтронов и возможности поддержания стационарного режима работы. Дивертор, воспринимающий тепловые потоки 10-15 МВт/м2. Защита первой стенки.

32 Задачи содания компактного токамака – источника термоядерных нейтронов

Задачи содания компактного токамака – источника термоядерных нейтронов

Воспроизводство трития. Радиационно-стойкие материалы и изоляция. Мощные стационарные источники нейтральной инжекции. Самообеспечивающая система энергоснабжения. Безопасность рабочего цикла и всей системы. и другие.

33 Заключение

Заключение

Концептуальное рассмотрение физической и технологической баз ы компактного токамака-источника термоядерных нейтронов и теплыми обмотками показало принципиальную возможность их создания и использования для решения ряда задач ядерной и термоядерной энергетики. Имеется реальная возможность создания в России компактного гибридного реактора-наработчика топлива, реактора-трасмутатора ОЯТ а также в качестве нейтронного источника для тестирования компонент термоядерных реакторов и отработки технологий термоядерной энергетики, что явилось бы существенным вкладом в энергетику ХХI века;

34 Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для
«Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики»
http://900igr.net/prezentacija/fizika/ispolzovanie-kompaktnykh-tokamakov-v-kachestve-istochnika-nejtronov-dlja-reshenija-zadach-jadernoj-i-termojadernoj-energetiki-157498.html
cсылка на страницу

Ядерная энергетика

10 презентаций о ядерной энергетике
Урок

Физика

134 темы
Слайды
900igr.net > Презентации по физике > Ядерная энергетика > Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения задач ядерной и термоядерной энергетики