Издательство Национального исследовательского Томского политехнического университета 2010 2



Pdf көрінісі
бет1/12
Дата23.10.2018
өлшемі7.85 Kb.
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
 
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
 
«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ 
ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
 
 
 
 
 
 
 
 
 
И.И.
 
Жерин, Г.Н.
 
Амелина
 
 
 
 
ХИМИЯ ТОРИЯ, УРАНА И
 
ПЛУТОНИЯ
 
 
 
 
Рекомендовано в качестве учебного пособия 
 
Редакционно
-
издательским советом
 
Национального исследовательского
 
Томского политехнического университета
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Издательство
 
Национального исследовательского 
 
Томского политехнического университета
 
2010
 

 

УДК 546.791+546.799.4(075.8) 
ББК 24.126+24.123 Я73 
         Ж596 
 
Жерин И.И. 
Ж596      Химия тория, урана, плутония: учебное пособие /  
Жерин И.И., Амелина Г.Н. – Томск: Изд. ТПУ, 2010. – 147с. 
 
 
В  пособии  приводится  характеристика  и  особенности  основных  ядерно-
топливных  циклов.  Описаны  история  открытия,  области  применения,  изотопный 
состав,  свойства  тория,  урана  и  плутония  –  основных  топливных  материалов 
современной  атомной  энергетики.  Рассмотрены  и  описаны  свойства  наиболее 
важных соединений этих элементов. 
 
Предназначено  для  студентов,  обучающихся  по  направлению  240600 
«Химическая  технология  материалов  современной  энергетики»,  специальностей 
240601  «Химическая  технология  материалов  современной  энергетики»  и  240603 
«Химическая технология редких элементов и материалов на их основе». 
 
УДК 546.791+546.799.4(075.8) 
ББК 24.126+24.123 Я73 
 
 
 
 
Рецензенты 
доктор химических наук, профессор,  
Главный специалист ЦЗЛ ОАО «Сибирский химический комбинат», 
профессор Северской государственной технологической академии 
В.А. Матюха  
 
Доктор химических наук,  
профессор Томского государственного университета 
О.В. Водянкина  
 
 
 
 
 
© Жерин И.И. , Амелина Г.Н., 2010 
© Томский политехнический университет, 2010 
© Оформление. Издательство Томского  
    политехнического университета, 2010 
 

 

СОДЕРЖАНИЕ 
     ВВЕДЕНИЕ…………………………………………………………  5 
1. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ….                

1.1. Основные звенья цикла………………………………………...  6 
1.2. Базовые типы ядерных топливных циклов…………………...  7 
1.2.1. Уран-плутониевый топливный цикл……………………..  8 
1.2.2. Рециркуляция плутония или смешанный уран-
плутониевый ЯТЦ………………………………………………… 
 
10 
1.2.3. Уран-ториевый ЯТЦ………………………………………. 10 
1.3. Ядерный топливный цикл как энергетическая технология… 12 
1.4. Материалы, используемые в ЯТЦ…………………………….  12 
Контрольные вопросы к разделу 1………………………………… 13 
2. ОБЩИЕ СВОЙСТВА АКТИНОИДОВ…………………………… 13 
Контрольные вопросы к разделу 2………………………………… 19 
3. ТОРИЙ………………………………………………………………  19 
3.1. Физические свойства тория…………………………………… 22 
3.2. Общая характеристика химических свойств тория и его  
соединений………………………………………………………….. 
 
22 
3.3. Химические свойства тория……………………………………                                                                                        
24 
3.3.1. Система торий–водород……………………………………. 24 
3.3.2. Система  торий–азот…………………………………….. 25 
3.3.3. Система торий–углерод…………………………………. 265 
3.3.4. Отношение тория к воде, растворам кислот и 
щелочей………………………………………………………….. 
 
26 
3.4. Важнейшие соединения тория…………………………………  28 
3.4.1. Cоединения тория с кислородом…………………………. 28 
3.4.2. Галогениды тория…………………………………………..   
30 
3.4.3. Сульфаты тория……………………………………………. 35 
3.4.4. Нитраты тория……………………………………………… 36 
3.4.5. Фосфаты тория……………………………………………... 37 
3.4.6. Карбонаты тория…………………………………………… 38 
3.4.7. Оксалаты тория……………………………………………..   
39 
Контрольные вопросы к разделу 3………………………………… 40 
4. УРАН………………………………………………………………...                                                                                            
41 
4.1. Уран в природе………………………………………………….                                                                          
42 
4.2. Применение урана………………………………………………                                                                   
42 
4.3. Уран как ядерное топливо……………………………………..                                                       
43 
4.4. Радиоактивность и изотопный состав урана…………………. 44 

 

4.5. Физические свойства урана…………………………………....    
45 
4.6. Химические свойства урана…………………………………… 48 
4.6.1. Окислительно-восстановительные потенциалы пар 
ионов урана……………………………………………………….. 
 
50 
4.6.2. Диспропорционирование урана (5+)……………………... 53 
4.6.3. Отношение урана к растворам кислот и щелочей, 
взаимодействие с элементами…………………………………… 
 
56 
4.7. Важнейшие соединения урана…………………………………                                                                                                        
58 
4.7.1. Система уран–водород…………………………………….. 58 
4.7.2. Оксиды урана и их гидраты………………………………..  60 
4.7.3. Пероксид урана и его гидраты……………………………. 69 
4.7.4. Уранаты…………………………………………………….. 70 
4.7.5. Карбиды урана……………………………………………... 71 
4.7.6. Нитриды урана……………………………………………... 74 
4.7.7. Галогениды урана………………………………………….. 75 
4.7.8. Соединения урана (3+)……………………………………..                                                                                                          
92 
4.7.9. Соли урана (4+)……………………………………………..  92 
4.7.10. Соли уранила………………………………………………  97 
Контрольные вопросы к разделу 4………………………………… 106 
5. ПЛУТОНИЙ………………………………………………………… 108 
5.1. Физические свойства плутония………………………………..                                            
111 
5.2. Химические свойства плутония………………………………. 113 
5.3 Важнейшие соединения плутония……………………………..                                                                                                  
117 
5.3.1. Гидриды плутония…………………………………………. 117 
5.3.2. Карбиды плутония…………………………………………. 118 
5.3.3. Нитрид плутония…………………………………………... 120 
5.3.4. Оксиды плутония…………………………………………...  121 
5.3.5. Галогениды плутония……………………………………… 123 
5.3.6. Нитраты плутония…………………………………………. 130 
5.3.7. Сульфаты плутония………………………………………... 132 
5.3.8. Фосфаты плутония………………………………………… 134 
5.3.9. Оксалаты плутония………………………………………… 135 
5.3.10. Натрийплутонилацетат…………………………………... 139 
5.3.11. Карбонаты плутония……………………………………... 139 
5.3.12. Плутониты и плутонаты…………………………………. 140 
5.4. Стабилизация плутония в определенном валентном 
состоянии в процессах переработки облученного ядерного 
топлива………………………………………………………………. 
 
 
141 
Контрольные вопросы к разделу 5………………………………… 143 
   БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК……………………………… 144 

 

ВВЕДЕНИЕ 
В  последнее  время  становится  очевидным,  что  ядерная  энерге-
тика  является  одной  из  приоритетных  составляющих  общемировой 
энергетики.  В  настоящее  время  и  в  обозримом  будущем  ее  основой 
является  один  из  радиоактивных  элементов  –  уран.  Однако  стратегия 
развития  ядерной  энергетики  как  в  России,  так  и  за  рубежом, 
предусматривает введение ядерных топливных циклов на основе урана, 
плутония  и  тория  (так  называемых  «смешанных  топливных  циклов»). 
Основная  ценность  их  состоит  в  том,  что  они  могут  служить 
источником пополнения запасов вторичного ядерного топлива. 
При  производстве  ядерного  оружия  в  качестве  делящегося 
материала  используются  высокообогащенный  уран  (по  изотопу  235)  и 
плутоний-239,  получаемый  искусственным  путем  при  нейтронном 
облучении урана-238 в реакторах. 
Использование  радиоактивных  элементов  в  качестве  сырья  для 
получения  ядерного  топлива  и  вооружений  стимулировало  всесто-
роннее  исследование  физико-химических  свойств  этих  элементов. 
Получение и переработка этих материалов потребовали разработки ряда 
новых    экономически  выгодных  химико-технологических  процессов; 
это  также  потребовало  создания  новых  отраслей  промышленности  по 
производству  большинства  редких  и  рассеянных  элементов:  лития, 
бериллия,  редкоземельных  элементов  (скандия,  иттрия,  лантана  и  14  
лантаноидов), титана, циркония, гафния, ниобия, тантала, молибдена и 
других необходимых элементов. 
В  данном  учебном  пособии  рассматриваются  химические  и 
физические  свойства  тория,  урана,  плутония  и  их  важнейших 
соединений, а также области применения этих веществ. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

 

1. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ.  
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 
1.1. Основные звенья цикла  
Основным 
ядерным 
топливом 
деления 
является 
уран, 
содержащийся  в  природе  в  ограниченном  количестве.  В  природном 
уране  содержится  всего  0,714  %  изотопа 
235
U.  На  практике  в 
большинстве  ядерных  реакторов  деления,  в  первую  очередь  в 
легководных  реакторах,  используют  в  качестве  топлива  обогащенный 
по 
235
U  уран,  полученный  в  процессе  газовой  диффузии  или  газового 
центрифугирования. 
Добыча руды, ее обогащение, гидрометаллургическая переработка 
и  получение  уранового  топлива,  его  конверсия,  обогащение, 
изготовление  (твэлов)  и  их  работа  в  ядерном  реакторе,  переработка  и 
извлечение  неиспользованных  делящихся  и  сырьевых  материалов, 
отделение  вновь  образованного  ядерного  топлива  (плутония)  и 
захоронение  радиоактивных  отходов  представляют  собой  основные 
стадии  ядерного  топливного  цикла.  Основываясь  на  соображениях 
безопасности  и  экономичности,  осуществление  ядерного  топливного 
цикла  связано  с  множеством  сложных  проблем  как  на  стадиях 
разработки,  так  и  эксплуатации.  Среди  них  главными  являются 
процессы  обогащения  топлива  по 
235
U,  переработки  отработавшего 
ядерного топлива (ОЯТ) и захоронения радиоактивных отходов. 
При  разработке  и  конструировании  исследовательского  или 
энергетического  реактора  с  высокой  энергонапряженностью  требуется 
как  низко-,  так  и  высокообогащенный  по 
235
U  уран,  т.е.  процесс 
обогащения  для  выделения 
235
U  из  природного  урана  является 
необходимым. 
В ходе нормальной эксплуатации время использования (нахожде-
ния) уранового (или U–Pu) топлива в ядерном реакторе ограничивается 
постепенным выгоранием делящегося топлива, накоплением продуктов 
деления,  поглощающих  нейтроны;  радиационным  распуханием,  радиа-
ционным  охрупчиванием  тепловыделяющих  элементов,  усталостным и 
коррозионным  растрескиванием  тепловыделяющих  элементов.  Эти 
факторы  могут  привести  к  повреждению  твэлов.  После  определенного 
периода  эксплуатации  топливные  элементы  должны  быть  заменены 
новыми, хотя доля выгоревшего делящегося топлива мала (например, в 
энергетических  реакторах  глубина  выгорания  составляет  2–10 %). 
Неиспользованные  делящийся  и  сырьевой  материалы  и  вновь  нарабо-

 

танное топливо могут быть переработаны, восстановлены и направлены 
в повторный цикл. На практике эта процедура называется
 
переработкой 
отработавшего ядерного топлива. 
На предприятиях по переработке ядерного топлива после того, как 
«горячие» (радиоактивные, отработавшие) тепловыделяющие элементы  
прошли  выдержку  в  бассейнах  с  охлаждающей  водой  (бассейны 
выдержки)  от  3  до  12  месяцев  для  снижения  радиоактивности,  для 
выделения  и  разделения  урана,  плутония  и  продуктов  деления 
применяются  радиохимические  гидрометаллургические  процессы. 
Промежуточными  продуктами  переработки  ОЯТ  являются  нитрат 
уранила,  нитраты  плутония  и  растворы  радиоактивных  продуктов 
деления.  Нитрат  уранила  можно  превратить  в  U
3
O
8
  или  в  UO
2

Последующими  превращениями  их  можно  перевести  в  U,  UF
6
  и  UO
2

Аналогично  нитрат  плутония  можно  превратить  в  PuO
2
.  Некоторые 
полезные продукты деления, такие, как 
90
Sr  и 
137
Cs,  можно  извлечь  из 
растворов  радиоактивных  отходов  методом  жидкостной  экстракции. 
Таким  образом,  конечными  продуктами  процесса  переработки 
отработавшего  топлива  являются  уран,  плутоний  и  полезные  нуклиды 
продуктов деления. 
Остаточные  растворы  представляют  собой  так  называемые 
отходы высокой удельной активности, которые могут быть сконцентри-
рованы  выпариванием.  Концентрированные  отходы  помещаются  в
 
железобетонные  емкости  с  внутренней  стальной  облицовкой  для 
кратковременного  хранения  или  отверждаются  в  стекловидную  форму 
химических  солей  для  длительного  хранения  в  пригодных  для  этого 
местах. 
Все больше возрастает роль долгосрочного планирования ядерных 
топливных циклов, в частности в отношении обогащения, переработки, 
извлечения  и  рециклирования  топлива,  а  также  в  отношении  после-
дующего  захоронения  радиоактивных  отходов  и  управления  этими 
процессами.  Правильная  организация  ядерного  топливного  цикла,  так 
же  как  и  правильный  выбор  материалов  ядерного  реактора,  имеет 
исключительное  значение  для  развития  ядерной  энергетики,  обеспе-
чения  безопасности,  экологической  чистоты  и  мирного  использования 
ядерной энергии. 
1.2. Базовые типы ядерных топливных циклов 
Атомная электростанция, в которой происходит ядерная реакция и 
выделяется  энергия,  является  лишь  центральным  узлом  сложной 

 

системы, называемой ядерным топливным циклом (ЯТЦ).  
Экономические  оценки  показывают,  что  стоимость  топлива, 
включая  добычу,  производство,  обогащение,  изготовление  твэлов, 
переработку,  транспортировку  и  захоронение,  составляла  до  40–55 %
 
общей  стоимости  выработанной  электроэнергии.  В  настоящее  время 
топливная  составляющая  стоимости  электроэнергии,  выработанной  на 
АЭС с тепловыми реакторами, составляет в среднем около 30–35 %.  
Варьирование  комбинациями  делящихся  и  сырьевых  материалов 
приводит  к  трем  основным  ядерным  топливным  циклам:  уран-
плутониевому циклу; циклу с рециркуляцией плутония или смешанно-
му  уран-плутониевому  циклу  и  уран-ториевому  топливному  циклу.  В 
настоящее  время  большинство  исследовательских  и  энергетических 
тепловых реакторов работают в уран-плутониевом топливном цикле. 
1.2.1. Уран-плутониевый топливный цикл  
Запишем  ядерные  реакции,  приводящие  к  уран-плутониевому 
циклу (здесь 
238
U – сырьевой нуклид): 
Pu
Np
U
)
U(
239
239
239
238
,2.39дня
β
,23,5мин
β
















n,
  
(1.1) 
Эти  ядерные  реакции  осуществляются  за  счет  нейтронного  облучения 
238
U в активной зоне теплового энергетического реактора, работающего 
на 
235
U.  
На  рис. 1.1  показана  блок-схема  типичного  уран-плутониевого 
ЯТЦ.  Природным  источником  ядерного  топлива  является  урановая 
руда, которая после добычи и обогащения доставляется на предприятие 
по  переработке  уранового  сырья  до  закиси-окиси  U
3
O
8
.  Закись-окись 
урана  является  товарным  продуктом,  содержащим  небольшое 
количество  примесей  и  следы  радиоактивных  элементов.  U
3
O
8
 
подвергают  гидрометаллургической переработке,  получению  гексафто-
рида  урана,
 
обогащению  по  изотопу  урана-235  с  последующим 
получением  диоксида  урана  для  твэлов  АЭС.  Каждый  тепловыде-
ляющий  элемент  обязательно  должен  быть  заключен  в  оболочку  из 
алюминия (в случае использования «блочков» из металлического урана 
для наработки плутония), сплава циркония или нержавеющей стали для 
зашиты  топлива от коррозии при  контакте  с  теплоносителем  реактора, 
предотвращения утечки газообразных продуктов деления и обеспечения 
механической прочности и структурной целостности твэлов. 
После  эксплуатации  и  выгрузки  из  ядерного  реактора  высоко-
радиоактивные  отработавшие  твэлы  выдерживаются  в  бассейне  для 
снижения  общей  радиоактивности  отработавшего  топлива,  после  чего 

 

можно  проводить  процесс  переработки.  Конечными  продуктами 
процесса  являются  уран,  плутоний  и  полезные  радионуклиды. 
Извлеченный  уран,  обедненный  по 
235
U  вследствие  выгорания,  можно 
снова превратить в UF
6
 и направить на повторное обогащение. В то же 
время  извлеченный  в  процессе  переработки  плутоний,  являющийся 
продуктом  ядерных  превращений  (рис.1.1),  можно  использовать  в 
качестве делящегося материала в быстрых реакторах-размножителях и в 
качестве  «запального»  делящегося  материала  в  тепловых  реакторах  с 
ториевым топливом. 
Рассмотренные  выше  процессы,  начиная  с  добычи    урановой 
руды,  ее  обогащения  и  гидрометаллургической  переработки  до  U
3
O
8

получения  UF
6
 
непосредственно  из  закиси-окиси  или  через  стадию 
тетрафторида урана; обогащения топлива по 
235
U;  изготовления  твэлов 
и  их  эксплуатации  в  ядерном  реакторе;  выдержки  отработавшего 
топлива  в  бассейне-охладителе,  переработки,  превращения  извлечен-
ного урана в UF
6
 для повторного обогащения и извлечения плутония из 
отработавшего топлива, изготовления твэлов и заканчивая хранением и 
захоронением  радиоактивных  отходов,  составляют  полный  уран-
плутониевый ЯТЦ, показанный на рис. 1.1. 
Рис. 1.1. Блок-схема типичного уран-плутониевого ЯТЦ 
Получение
U O
3
8
Получение
UF
6
Обогаще-
ние 
по U-235
Изготов-
ление
твэлов
АЭС
Хранение
облученного
ядерного
топлива
Регенериро-
ванный  Pu
Регенериро-
ванный  U
Добыча
руды
Урановые
руды
Переработка
топлива
Хранение
радио-
активных 
отходов
Захоронение
радио-
активных 
отходов
Обогаще-
ние
руды
Продуктивные 
растворы
Подземное 
выщелачивание 
урана ПВ)
 (

 
10 
1.2.2. Рециркуляция плутония или смешанный уран-плутониевый 
ЯТЦ 
Как  говорилось  выше  и  как  следует  из  рис. 1.1,  извлеченный  из 
отработавшего  топлива  плутоний  можно  использовать  в  качестве 
делящегося  материала  в  ядерном  реакторе,  работающем  в  ЯТЦ  с 
рециркуляцией  плутония.  Различие  между  уран-плутониевым  ЯТЦ  и 
ЯТЦ с рециркуляцией плутония заключается в следующем:  
1)
 
в  уран-плутониевом  ЯТЦ  работают  в  основном  тепловые 
реакторы, использующие 
235
U и 
238
U в качестве делящегося и сырьевого 
материала соответственно;  
2)
 
в ЯТЦ с рециркуляцией плутония наиболее
 
эффективно работают 
быстрые  реакторы-размножители  с 
239
Рu  и 
238
U  соответственно  в 
качестве делящегося и сырьевого материала;  
3)
 
быстрый  реактор-размножитель,  работающий  на  плутонии, 
вырабатывает  больше  топлива,  чем  расходует.  Другими  словами, 
реакции  1.1  остаются  справедливыми  и  для  ЯТЦ  с  рециркуляцией 
плутония,  однако  ядерным  горючим  в  этом  случае  служит  не 
235
U,  a 
239
Pu,  являющийся  значительно  более  эффективным  делящимся 
материалом для быстрых реакторов-размножителей. 
В  ЯТЦ  с  рециркуляцией  плутония  или  в  смешанном  уран-
плутониевом  ЯТЦ  извлеченный  из  отработавшего  топлива  теплового 
реактора
 
плутоний  может  быть  прямо  направлен  на  предприятие  по 
изготовлению  твэлов  (пунктирная  линия  на  рис. 1.1).  Отработавшие 
твэлы  по  завершении  кампании  в  быстром  реакторе-размножителе 
выгружаются  из  реактора  и  выдерживаются  в  течение  нескольких 
месяцев  в  бассейне  выдержки  для  снижения  общей  радиоактивности. 
Затем  на  стадии  переработки  отработавшего  топлива  извлекается 
больше  плутония,  чем  было  израсходовано  в  ядерном  реакторе. 
Воспроизведенный  плутоний  вновь  направляется  на  предприятие  по 
изготовлению  твэлов  для  быстрых  реакторов-размножителей.  Эта 
процедура,  таким  образом,  завершает  ЯТЦ  с  рециркуляцией  плутония 
для  быстрого  реактора-размножителя,  способного  вырабатывать 
электроэнергии  и  плутония  больше,  чем  расходовать  (избыточный 
коэффициент воспроизводства). 
1.2.3. Уран-ториевый ЯТЦ 
Ядерные  реакции,  приводящие  к  уран-ториевому  топливному 
циклу (с участием 
232
Th как сырьевого нуклида), показаны ниже: 
U
Pa
Th
)
Th(
233
233
233
232
,27,4дня
β
,23,3мин
β
















n,
 
(1.2) 

 
11 
Данные  ядерные  реакции  протекают  за  счет  нейтронного 
облучения сырьевого нуклида 
232
Th в активной зоне ядерного реактора 
с  делящимися  нуклидами 
235
U  или 
239
Рu.  Образующийся  делящийся
 
нуклид 
233
U  также  может  быть  использован  в  качестве  ядерного 
топлива.  Для  этого он  извлекается  из  отработавшего  ядерного  топлива 
(регенерированный 
233
U) и используется при изготовлении твэлов. Этот 
процесс называется рециркуляцией в уран-ториевом топливном цикле. 
Предполагается,  что  в  уран-ториевом  ЯТЦ  в  качестве  топлива 
используется  обогащенный 
235
U,  а  в  качестве  сырьевого  нуклида  – 
232
Th,  как  показано  на  блок-схеме  типичного  уран-ториевого  ЯТЦ 
(рис. 1.2).  
Из  ториевых  руд  после  добычи  и  переработки  получают 
металлический 
232
Тh  или  его  оксид  ThO
2
.  В  процессе  изготовления 
твэлов  в  сырьевой  материал  добавляют  сильно  обогащенный  по 
235

уран в виде металла или диоксида UO
2
. После эксплуатации в тепловом 
реакторе отработавшие твэлы выгружают из реактора и выдерживают в 
бассейнах  выдержки  с  мощной  защитой  из-за  высокоинтенсивного 
нейтронного  и 

-излучения  продуктов  деления.  Процесс  переработки 
топлива (процесс THOREX) и последующее совместное извлечение 
233

и 
232
Th  требуют  дистанционного  управления  и  мощной  радиационной 
защиты.  Указанные  требования  также  необходимы  для  процесса 
изготовления  твэлов.  С  учетом  проблем  безопасности  и  экономики 
Рис. 1.2. Блок-схема торий-уранового ЯТЦ 
 
Добыча
 
Ториевые руды
 
Обогащение
руды 
 
 
Переработка концен-
тратов и получение
 
или
232
Th
 ThO
2
металлического
 
  
 
 
 
Обогащѐнный
 
U
 
оружейный
  
или эне
ский 
ргети-
че
Pu
 
 
Изготовление
 
твэлов
 
Регенерированный 
233
U после 
выдержки 
для распада 
232
U
 
 
Переработка 
отработавшего 
топлива
 
Хранение 
радиоактивных 
отходов
 
Захоронение 
радиоактивных 
отходов
 
233

 
12 
технология  уран-ториевого  ЯТЦ  еще  не  так  хорошо  развита,  как 
технология уран-плутониевого ЯТЦ. 



Достарыңызбен бөлісу:
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12


©stom.tilimen.org 2019
әкімшілігінің қараңыз

    Басты бет