Нейтронно-физические параметры критического реактора

Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.

Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.

Главная искомая величина в физическом расчете - коэффициент размножения. Для определения оптимального коэффициента размножения физико-нейтронный расчет ведется в нескольких вариантах. Расчетные варианты отличаются отношением объемов ядерного горючего, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов. Оптимизация решетки. Физический расчет в рамках двухгруппового приближения диффузионно-возрастной теории, расчет системы регулирования должны быть выполнены с помощью ЭВМ.

Далее рассчитываются характеристики «горячего» реактора, определяется температурный коэффициент реактивности. Для расчета двухгрупповых параметров реактора необходимо предварительно рассчитать спектры нейтронов и их ценности в активной зоне в 26-групповом диффузионном приближении. В двухгрупповом диффузионном приближении уточняется величина эффективного коэффициента размножения, рассчитываются распределения потоков нейтронов по радиусу и высоте реактора.

После этого выполняется теплогидравлический расчет и в заключении проводится расчет реактивности теплоносителя и расчет биологической защиты.

Основные нейтронно-физические особенности реакторов ВВЭР:

1) относительно большая жесткость спектра нейтронов и заметная доля делений надтепловыми нейтронами;

2) большая доля делений U²³⁸ надпороговыми нейтронами;

3) взаимное «затенение» блоков для нейтронов резонансных энергий;

4) малые значения длин замедления и диффузии тепловых нейтронов в решетке;

5) большой диапазон изменения температурного, плотностного и мощностного эффектов реактивности в процессах разогрева реактора и вывода его на мощность;

6) большой начальный запас реактивности;

7) динамическая устойчивость и безопасность эксплуатации;

8) возможность появления в реакторе локальных критических масс.

2.1 Выбор рабочих параметров.

Перед расчетом реактора необходимо выбрать шаг решетки, конструкцию, размеры и материалы тепловыделяющих элементов, их число в кассете. Прототипом данного реактора служил реактор ВВЭР-440.

2.2 Предварительный тепловой расчёт.

Схема расчета реактора на тепловых нейтронах начинается с предварительной оценки размеров активной зоны, которые обеспечили бы нужный теплосъем при заданной мощности аппарата.

Перед расчетом реактора необходимо выбрать шаг решетки, конструкцию, размеры и материалы тепловыделяющих элементов, их число в кассете или канале.

В гетерогенных реакторах максимально допустимая тепловая нагрузка на поверхности тепловыделяющих элементов является важным параметром, который определяет размеры активной зоны при заданном шаге решетки.

В реакторах с водяным охлаждением эта величина не должна превышать критическую тепловую нагрузку, т.е. нагрузку, при которой пузырьковое кипение на теплопередающей поверхности переходит в пленочное.

В реакторах типа ВВЭР эта максимальная тепловая нагрузка составляет / .

Для предварительных расчетов можно вместо величины использовать обобщенные данные для средней удельной энергетической нагрузки.

Исходя из требуемой мощности реактора, размеры активной зоны можно оценить следующим образом:

где: объем, диаметр, высота активной зоны, см;

отношение высоты к диаметру (0.975);

заданная мощность реактора, кВт;

удельная мощность активной зоны, кВт/л;

коэффициент, учитывающий увеличение объема реактора вследствие размещения регулирующих стержней (1.2).

Максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны:

*K_v = 0,085*2,5 = 0.2125 МВт/л

где объемный коэффициент неравномерности тепловыделения (2.5).

Максимально допустимая тепловая нагрузка:

где периметр тепловыделяющей поверхности одного ТВЭЛа, см;

n – число ТВЭЛов в кассете;

– площадь сечения ячейки, см².

Необходимая для отвода тепла скорость определяется в максимально напряженном тепловыделяющем элементе из уравнения баланса тепла.

где высота активной зоны, см; осевой коэффициент неравномерности (1.3);

– площадь прохода теплоносителя, приходящаяся на один элемент, см²; скорость теплоносителя на входе, м/с; удельный вес теплоносителя при рабочих параметрах (0,86 г/см²); разность теплосодержания теплоносителя на выходе (24,96 ккал/кг).

ккал/кг.

Где и температура теплоносителя на входе и на выходе, град; - теплоемкость, зависящая от температуры (0,9987 ккал/кг*град.

Найденное значение скорости не превышает 10 м/с, что соответствует требованием предъявляемым для воды.

Принятые в предварительном тепловом расчёте, шаг решетки, размеры ТВЭЛ, скорость, проходное сечение для теплоносителя, размеры реактора уточняются в результате последующего физического расчёта.

2.3 Физический расчет.

2.3.1 Вычисление ядерных характеристик «холодного» реактора.

Поскольку ячейка реактора состоит из нескольких зон с различными ядерными свойствами, необходимо рассчитать нейтронно-физические характеристики (сечения взаимодействия, коэффициенты диффузии, замедляющие свойства) для каждой зоны (горючее, оболочки, теплоноситель, замедлитель). Температура всех элементов реактора принимается равной 20°С.

Нейтронно-физический расчет начнем с вычисления ядерных концентраций всех элементов присутствующих в активной зоне ядерного реактора и отражателе.

Ядерная концентрация находится по формуле:

где - весовая концентрация элемента - атомный вес элемента. Если в качестве топлива используют уран, обогащенный до величины С₅ изотопом , то концентрацию этого изотопа и определяют по формуле:

где - ядерная плотность урана в объёме топливной композиции с учетом ее разбавления другими элементами.

Найдем концентрацию диоксида урана, для этого воспользуемся формулой:

Теперь необходимо найти концентрации всех входящих в топливо элементов (обогащение по U²³⁵ =2,5 %):

Определим ядерную концентрацию теплоносителя (замедлителя).

Определим ядерную концентрацию материала оболочки. В качестве оболочки используется сталь марки IXI8H9T. Плотность такой стали равна 7,88 г/см³. Состав стали следующий: железо - 70,7%, хром - 18%, никель -9%, титан - 0,8%, марганец - 1,5%.

Используя найденные значения концентраций определим сечения взаимодействия нейтронов с ядрами. Следует отметить, что при расчете поперечных сечений появляется необходимость в их обработке. Необходимость обработки сечений связана с тем, что их значения, приведённые в справочниках, относятся к энергии нейтронов Е= 0,0253 эВ соответствующей при распределении нейтронов по спектру Максвелла наиболее вероятной скорости 2200 м/с.

При физико-нейтронных расчётах все поперечные сечения должны быть отнесены к средней скорости нейтронов. Следует отметить, что Максвелловский спектр тепловых нейтронов постепенно переходит в спектр замедляющихся нейтронов при температуре 293 К при энергии примерно равной Е=0,2 эВ, которая называется "энергией сшивки".

В реальных средах распределение тепловых нейтронов не совпадает в точности с распределением Максвелла, поскольку имеет место поглощение тепловых нейтронов (спектр сдвинут в область больших энергий).

Для удобства расчётов в теории реакторов принято, что тепловые нейтроны распределены по спектру Максвелла, но имеют более высокую эффективную температуру (температура нейтронного газа - Т_н._г.), которая превышает температуру замедлителя. Поперечные сечения поглощения и деления, отнесённые к средней скорости тепловых нейтронов, определяются по формулам:

где табличные значения сечений; поправочный коэффициент, учитывающий отклонение сечения поглощения и деления от закона . Поправка для на отклонения от закона при 300К, равна: f_a=f_f =0,9695.

При подсчёте ядерной концентрации необходимо учитывать зависимость плотности теплоносителя от температуры. Микроскопические сечения рассеяния практически не зависят от энергии тепловых нейтронов, поэтому непосредственно можно воспользоваться для них табличными данными. Макроскопические поперечные сечения вычисляются следующим образом:

Для гомогенных смесей и гетерогенных сред, рассматриваемых как гомогенные, все макроскопические сечения вычисляются по общему правилу:

Необходимо отметить, что для воды макроскопические сечения вычислить таким образом нельзя из-за сильной химической связи между атомами водорода и кислорода в молекуле. Благодаря этой связи нейтрон в области тепловых энергий взаимодействует не с атомом водорода и кислорода, а с молекулой воды в целом. Удобнее всего взять экспериментально измеренные значения.[1]

При расчете транспортных макроскопических сечений микросечения необходимо вычислять по правилу:

где: - микроскопическое сечение поглощение пересчитанное с учетом введенных выше поправок;

- микроскопическое сечение рассеяния;

микроскопическое сечение упругого рассеяния;

средний косинус угла рассеяния для данного элемента.

Микроскопические сечения рассеяния практически не зависят от энергий тепловых нейтронов, поэтому непосредственно для них можно воспользоваться табличными значениями сечений.

Замедляющую способность вещества можно оценить по соотношению:

где логарифмический декремент. Из последней формулы можно определить величину , для смеси веществ, сплава и т.д.

Логарифмический декремент для i-ой компоненты смеси можно вычислить по формуле:

Так, например, для логарифмическая потеря энергии равна = 0.0085. Аналогично осуществляется расчет всех остальных логарифмических потерь. Вычисленные таким образом величины совпадают с табличными значениями.

Результаты расчетов, проведенные по выше перечисленным формулам, сведены в таблицу 2.1. Данные, приведенные в таблице 2.1, являются исходными для проведения дальнейшего физического расчета. Эти данные вносятся в главное окно программы «Optimization» (см. рисунок 2.1).

2.3.2 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды.

Важнейшей характеристикой цепной реакции деления служит отношение число нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для бесконечной и однородной среды эта величина называется коэффициентом размножения в бесконечной среде и обозначается .

Коэффициент размножения бесконечной среды является важной характеристикой активной зоны реактора, т.к. по его величине можно судить о целесообразности продолжения расчёта.

Коэффициент размножения в бесконечной среде определяется как произведение четырёх сомножителей:

где -коэффициент размножения на тепловых нейтронов в горючем;

- коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

- вероятность избежать резонансного захвата;

- коэффициент использования тепловых нейтронов.

Эта формула называется формулой четырех сомножителей. В начальный период развития ядерных реакторов она являлась основной для расчета размножающих свойств среды. В дальнейшем эта формула утратила доминирующую роль, однако и в настоящее время она с успехом используется для расчета размножающих свойств некоторых типов ректоров. В нашем случае по величине мы будем судить о целесообразности проведения дальнейших расчетов.

Для расчета вычисляется каждый сомножитель. Так как задачей расчета является отыскание оптимальной решетки, то необходимо провести расчеты и сравнить результаты для нескольких вариантов. Так, для реакторов со стержневыми твэлами необходимо выполнит расчеты для (4-5) различных диаметров твэл и (4-5) различных шагов решетки.

2.3.2.1 Расчет

Согласно определению - коэффициент, характеризующий количество вторичных нейтронов приходящихся на один первичный поглощенный нейтрон. В гетерогенных ядерных реакторах выражение для , когда топливо применяется в виде сплава или химического соединения (), имеет вид:

где v_f - число нейтронов испускаемых в одном акте деления.

Сечения для расчета коэффициента и всех последующих членов формулы четырех сомножителей взяты из таблицы 2.1.

2.3.2.2 Расчет .

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах - величина, которая характеризует увеличение числа нейтронов за счет деления быстрыми нейтронами.

В реакторах на тепловых нейтронах основное значение имеет деление под действием тепловых нейтронов. Вклад в деление на быстрых нейтронах имеет вспомогательное значение. Этот вклад был впервые оценен при создании гетерогенных реакторах на природном уране.

Коэффициент размножения в них незначительно превышал единицу, поэтому увеличение на несколько процентов за счет деления быстрыми нейтронами имеет существенное значение. Необходимо отметить, что в реакторах типа ВВЭР коэффициент размножения на быстрых нейтронах превышает этот же коэффициент в других реакторах на тепловых нейтронах. Это обусловлено тем, что в ВВЭР тесная решетка, а в тесной решетке длина рассеяния быстрых нейтронов сравнима с расстоянием между блоками, поэтому в тесных решетках имеет место быть перекрестный эффект, который увеличивает коэффициент . Суть этого эффекта заключается в том, что быстрый нейтрон вылетевший из топливного блока имеет некую вероятность провзаимодействовать в другом топливном блоке будучи еще быстрым, так как шаг в тесной решетки (расстояние между блоками) сравним с длиной рассеяния быстрых нейтронов. Для расчета в тесных решетках можно пользоваться эмпирической формулой Батя-Цыганкова.

где -1.19, N_H/N₈ - отношение числа атомов водорода к числу атомов урана в активной зоне;

- коэффициент размножения на быстрых нейтронах для одиночного блока, но помещенного в разреженную решетку. Уран-водное отношение N_H/N₈ найдем следующим образом:

где - объемы воды и урана в активной зоне реактора, которые равны соответственно:

Для нахождения значения коэффициент размножения на быстрых нейтронах для одиночного блока, но помещенного в разреженную решетку воспользуемся формулой:

где - вероятность того, что нейтрон испытает какое-либо столкновение с ядром урана-238. Из графика изображенного на рисунке 2.1[1] определяем, при условии , она равна . пористость блока по , число ядер в 1 см³ топливного блока, число ядер в 1 см³ естественного урана.

Подставляя все найденные значения в формулу для , получим:

2.3.2.3 Расчет .

Коэффициент использования тепловых нейтронов есть вероятность, того что тепловой нейтрон будет захвачен (поглощен) ядрами урана, а не ядрами других веществ входящих в состав активной зоны (замедлитель, теплоноситель, конструкционные элементы). Т.к. все рабочие каналы содержат сборки ТВЭЛ, то можно использовать способ гомогенизации, при котором все материалы рабочего канала считают равномерно перемешанными.

Реальная ячейка заменяется эквивалентной ячейкой с одним фиктивным цилиндрическим, блоком. Фиктивный блок образуется путем гомогенизации всего содержимого рабочего канала (ядерное горючее, конструкционные материалы, теплоноситель).

Расчёт в этом случае ведут в два этапа. Сначала определяют величину , представлявшую отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке, к общему числу поглощенных тепловых нейтронов:

Затем рассчитывают коэффициент использования тепловых нейтронов по формуле:

где - коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока.

Необходимо отметить, что ячейка реактора типа ВВЭР представляет собой ТВС с размещенными внутри твэлами см. рисунок 1.2. Твэлы образуют тесную решетку, в связи с этим ячейку ВВЭР нельзя гомогенизировать так как найденные значения коэффициента экранировки F и (Е-1) не будут соответствовать действительности. Для расчета коэффициента в качестве элементарной ячейки, которая впоследствии гомогенизируется, берется один твэл окруженный водой.

Рассчитаем объемы (на единицу длины) которые занимают материалы в ячейке:

Сечения, усредненные по фиктивному блоку, рассчитываются по формуле:

Для цилиндрического уранового стержня коэффициент экранирования рассчитаем по формуле:

Фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замед­лителе найдем по формуле:

Определим величину , представлявшую отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке, к общему числу поглощенных тепловых нейтронов:

Коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока:

коэффициент использования тепловых нейтронов равен:

2.3.2.4 Расчет .

Вероятность избежать резонансного поглощения в процессе замедления учитывается коэффициентом . Согласно определению есть доля не поглощенных ураном резонансных нейтронов. Резонансное поглощение присуще в основном урану-238, однако присутствует у всех тяжелых делящихся ядер. В энергетических ядерных реакторах, как правило, применяются сборки твэлов, которые состоят из нескольких блоков ядерного горючего. Для ячейки со стрежневыми блоками коэффициент рассчитывается по формуле:

где - замедляющая способность замедлителя;

- площадь замедлителя;

- радиус уранового блока;

- температурный коэффициент;

— число стержней в пучке;

- радиус пучка;

-пористость блока по урану-238.

Коэффициент имеет вид:

где - средняя температура урана в К. , , ,

Подставляя все величины в формулу найдем вероятность избежать резонансного поглощения, она равна:

.

Получим значение коэффициента для бесконечной среды:

2.3.3 Оптимизация найденных параметров ячейки.

Оптимизация ячейки осуществлялась с помощью программы «Optimization», которая является продуктом кафедры 21. Величины необходимые для расчета коэффициента размножения бесконечной среды с помощью данной программы представлены в главном окне этой программы (рисунок 2.1). Результаты оптимизации представлены в виде распечаток и графиков (см. рис.2.2 и рис 2.3).

Используя данные оптимизации, были найдены оптимальные параметры ячейки. Оптимальная ячейка имеет следующие параметры:

, шаг решетки; , толщина стальной оболочки (осталась прежней)

Уточним скорость теплоносителя:

С учетом новых параметров скорость теплоносителя равна ,

максимально допустимая тепловая нагрузка

Пересчитанное значение скорости не превышает 10 м / с, следовательно, параметры новой ячейки выбраны правильно.

Коэффициент размножения в оптимизированной решетке равен:

2.3.4 Расчёт эффективного коэффициента размножения.

,

где P1 и P2-вероятность для теплового нейтрона избежать утечки при диффузии и вероятность быстрому нейтрону избежать утечки при замедлении соответственно.

коэффициент использования тепловых нейтронов после оптимизации.

Длину диффузии в топливном блоке определим следующим образом:

С учетом гетерогенности длина диффузии в решетке определяется по формуле:

Возраст нейтронов в уран-водной решетке (тесная решетка) может быть определен по экспериментальной формуле С. М. Фейнберга:

Для реактора с водяным отражателем при расчете К_эфф необ­ходимо учитывать эффективные добавки за счёт отражателя δ.

, - площадь миграции отражателя, см².

Геометрический параметр В² для цилиндрического реактора равен:

Толщина отражателя Т рассчитывается из следующего уравнения:

2.3.5 Температурные эффекты реактивности.

При работе ядерного реактора происходит существенное повышение температуры всех материалов активной зоны, отражателя, корпуса реактора. При повышении температуры материалов повышается температура нейтронного газа в реакторе. С повышением температуры начинают меняться нейтронные сечения и плотности материалов, что приводит к уменьшению их плотности и, следовательно, к уменьшению макроскопических сечений. Повышение температуры нейтронного газа вызывает смещение энергии «сшивки» спектров тепловых и замедляющихся нейтронов в область больших энергий. Сдвиг энергии «сшивки» приводит к уменьшению возраста тепловых нейтронов. Повышение температуры ядерного горючего приводит к уширению резонансов горючего вследствие их теплового движения. Все перечисленные эффекты приводят к изменению реактивности реактора.

В большинстве случаев температурный эффект отрицательный, нагрев реактора сопровождается уменьшению эффективного коэффициента размножения, что влечет устойчивую работу реактора. Положительный температурный эффект приводит к неустойчивой работе реактора, при этом возможен переход в надкритическое состояние.

2.3.5.1 Эффективная температура нейтронного газа.

Для расчета реактора при рабочей температуре нужно найти эффективную температуру нейтронного газа и соответствующие ей новые значения сечений и других параметров реактора.

При расчете для реакторов типа ВВЭР можно принимать, что средняя температура замедлителя равна средней температуре теплоносителя.

Эффективная температура нейтронного газа определяется по формуле:

К

Сечения , берутся при температуре замедлителя.

Сечения при температуре нейтронного газа определяются следующим образом:

где - макроскопическое сечение поглощения стандартных нейтронов;

- поправочный коэффициент, который характеризует отклонение

сечения от закона 1/V². Аналогично можно определить и .

Необходимо отметить, что сечение рассеяния не зависит от температуры нейтронного газа, а следовательно, и от энергии нейтронов. Для определения поправочного коэффициента воспользуемся графиком полученным путем аппроксимации данных таблицы 2.2. [ 1 ]

Поправочный коэффициент равен: f_ao= 0.943. Дальнейший расчет микро- и макро- сечений проводится аналогично расчету холодного реактора при условии, что Т_нг=Т_зам. Формула для определения сечений в этом случае будет иметь вид:

По этой формуле осуществляется пересчет всех микроскопических сечений. На основании всех пересчитанных микросечений определим макроскопическое сечение поглощения в ячейке и замедляющую способность ячейки.

Тогда температура нейтронного газ будет равна:

По воспользовавшись данными таблицы 2.2[1] найдем поправку

f_ao= 0.931

2.3.5.2 Энергия сшивки.

При расчете сечений поглощения, усредненных по спектру Максвелла нужно учитывать, что верхняя граница спектра тепловых нейтронов условно ограничена величиной - энергией сшивки, при которой спектр Максвелла

переходит в спектр Ферми, следовательно - это точка пересечения спектров Максвелла и Ферми. Это точка определяется из уравнения вида:

где

и зависит от температуры нейтронного газа. Для определения необходимо задаться пробным значением и по графику изображенного на рисунке 2.4 [1] определяется множитель F, который учитывает смещение верхней границы тепловой области в сторону быстрых энергий.

Последовательность расчета:

1 Задался пробным значением .

2 Графически определил множитель .

3 Пересчитал микро- и макро- сечения с учетом и (таблица 2.3).

4 С учетом пересчитанных макро-сечений определил значения величин и

Проверка правильности найденных значений и .

,

Как видно из двух последних равенств параметр выбран правильно. Энергия тепловых нейтронов, равна:

;Энергия сшивки, равна:

2.3.6 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды в случае горячего реактора.

2.3.6.1Расчет

2.3.6.2Расчет .

где -1.19, N_H/N₈ - отношение числа атомов водорода к числу атомов урана в активной зоне;

- коэффициент размножения на быстрых нейтронах для одиночного блока, но помещенного в разреженную решетку. Уран-водное отношение N_H/N₈ найдем следующим образом:

где - объемы воды и урана в активной зоне реактора, которые равны соответственно:

Для нахождения значения коэффициент размножения на быстрых нейтронах для одиночного блока, но помещенного в разреженную решетку воспользуемся формулой:

где - вероятность того, что нейтрон испытает какое-либо столкновение с ядром урана-238. Из графика изображенного на рисунке 2.1[1]определяем, при условии , она равна . пористость блока по , число ядер в 1 см³ топливного блока, число ядер в 1 см³ естественного урана.

Подставляя все найденные значения в формулу для , получим:

2.3.6.3 Расчет .

где - коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока.

Сечения, усредненные по фиктивному блоку, рассчитываются по формуле:

Для цилиндрического уранового стержня коэффициент экранирования рассчитаем по формуле:

Фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замед­лителе найдем по формуле:

Определим величину , представлявшую отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке, к общему числу поглощенных тепловых нейтронов:

Коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока:

коэффициент использования тепловых нейтронов равен:

2.3.6.4 Расчет .

где - замедляющая способность замедлителя;

- площадь замедлителя;

- радиус уранового блока;

- температурный коэффициент;

— число стержней в пучке;

- радиус пучка;

замедляющая способность воды в горячем реакторе

-пористость блока по урану-238.

Коэффициент имеет вид:

где - средняя температура урана в К. , , ,

Подставляя все величины в формулу найдем вероятность избежать резонансного поглощения, она равна:

.

Получим значение коэффициента для бесконечной среды:

Результаты расчетов сведены в главном окне программы «Optimization». Результаты оптимизации горячего реактора представлены в табличном виде (см. таблица 2.4 и рисунок 2.4).

Коэффициент размножения «горячего» реактора согласно данным полученным из оптимизации (таблица 2.4) равен:

2.3.7 Расчет эффективного коэффициента размножения горячего реактора.

,

где все данные берутся для горячего реактора

коэффициент использования тепловых нейтронов после оптимизации.

Длину диффузии в топливном блоке определим следующим образом:

С учетом гетерогенности длина диффузии в решетке определяется по формуле:

Возраст тепловых нейтронов определим по формуле С. М. Фейнберга:

Для реактора с водяным отражателем при расчете К_эфф необ­ходимо учитывать эффективные добавки за счёт отражателя δ.

, - площадь миграции отражателя, см².

Геометрический параметр В² для цилиндрического реактора равен:

Толщина отражателя Т рассчитывается из следующего уравнения:

Подставляем все найденные величины:

Определяем температурный коэффициент реактивности.

Температурный эффект реактивности.

Найденные значения ТКР и ТЭР лежат в допустимых пределах для реакторов типа ВВЭР.

Поиск по сайту: