S-a arătat, de asemenea, că dezintegrarea în doi produse și în trei sau mai mulți sunt caracterizate de spectre de energie diferite ale produselor de dezintegrare. În cazul dezintegrarii în două particule, spectrele produselor de dezintegrare sunt discrete. Un exemplu de astfel de dezintegrari sunt toate dezintegrarile α ale nucleelor. Amintiți-vă că legile conservării energiei și impulsului pentru dezintegrari ar trebui scrise în sistemul de coordonate asociat cu particula sau nucleul în descompunere. Pentru a simplifica formulele, este convenabil să folosiți sistemul de unități ћ = c = 1, în care energia, masa și impulsul au aceeași dimensiune.

Dacă produsele de descompunere X → A + B sunt non-relativiste, energiile cinetice ale produselor de descompunere sunt legate într-un mod foarte simplu de diferența dintre masele de repaus ale particulei X și produsele de descompunere A și B.

Pentru energiile cinetice ale nucleelor ​​de radon si heliu rezultate din α -descompunere nuclee de radiu:

226 Ra → 222 Rn + 4 He.

Valorile obținute ale energiilor cinetice ale nucleelor ​​de radon și heliu justifică utilizarea aproximării nerelativiste. Pentru a evalua validitatea acestei aproximări, nu este nevoie să calculați vitezele produselor și să le comparați cu viteza luminii, este suficient să comparați energia cinetică a particulei cu energia sa de repaus. În dezintegrarea nucleului de radiu 226 Ra, maximul energie kinetică transportă un nucleu de heliu (adică o particulă α), iar această energie este mai mică de 0,5% din energia de repaus a nucleonului (~940 MeV) și, în consecință, mai puțin de 0,15% din energia de repaus a nucleului de heliu .
Nucleul radonului rezultat din dezintegrarea α a radiului (T 1/2 = 1600 de ani) experimentează și el dezintegrare α cu un timp de înjumătățire de T 1/2 = 3,82 zile.

ΔM = Δ(222 Rn) − Δ(218 Rn) − Δ(4 He);

Nucleul de poloniu de 218 Po care apare în această dezintegrare se descompune și cu emisia de particule α (timp de înjumătățire este Т 1/2 = 3,1 min): 218 Po → 214 Pb + 4 He. Produsul acestei dezintegrare este nucleul de plumb 214 Pb „supraîncărcat” cu neutroni (izotopii de plumb 206 Pb, 207 Pb, 208 Pb sunt stabili). Prin urmare, 214 Pb se descompune (T 1/2 = 27 minute) prin canalul de dezintegrare β.
„Lanțul” dezintegrarilor pe care le-am considerat este o trăsătură caracteristică a dezintegrarilor nucleelor ​​grele. Formați în timpul sintezei elementelor în urmă cu mai bine de 10 miliarde de ani, nucleele grele se descompun, formând din nou nuclee instabile. Degradările continuă până la formarea elementelor stabile. În dezintegrare, sunt emise particule α și perechi de leptoni (dezintegrari β). În descompunerile α, numărul de nucleoni A din nuclei se modifică cu 4, descompunerile β apar fără modificarea A. Prin urmare, există doar 4 serii (familii) de dezintegrari radioactive ale nucleelor ​​grele cu numerele de masă A = 4n, 4n + 1, 4n + 2 și 4n + 3 (vezi Tabelul 3.1).

Seria dezintegrarii radioactive 238 U

Nucleele primare ale celei de-a doua dintre familiile cu A = 4n + 1 s-au dezintegrat practic în timpul scurs după formarea lor. Dezintegrarile celor trei rânduri rămase sunt sursa radioactivității materiei Pământului. Dezintegrarile 226Ra, 222Rn și 218Po considerate mai sus aparțin familiei 4n + 2.

. Reacții nucleare cu neutroni

Atât neutronii, cât și protonii participă la interacțiuni puternice cu nucleii și nucleonii. Cu toate acestea, neavând incarcare electrica neutronul nu are barieră Coulomb înăuntru reactii nucleare, deci reacțiile nucleare sub acțiunea neutronilor joacă rol deosebitîn fizica nucleară aplicată.
Obținerea izotopilor radioactivi în scopuri medicale și tehnice se realizează prin iradierea izotopilor stabili cu neutroni. Sursa de neutroni este, de exemplu, un reactor nuclear. Luați în considerare obținerea izotop radioactiv pe exemplul reacţiei de activare a aurului

n + 197 Au → 198 Au + γ.

Izotopul de aur rezultat cu A = 198 este radioactiv. Se descompune cu un timp de înjumătățire T 1/2 = 2,7 zile 198 Au → 198 Hg + e + e .
Să luăm în considerare modificarea numărului de nuclee de aur 198 în timp, începând cu momentul începerii iradierii aurului 197:

Aici I este fluxul de neutroni, n este numărul de nuclee de aur 197 Au din probă, σ este secțiunea transversală efectivă a reacției de activare.

Activitatea este numărul de dezintegrari ale unui anumit medicament într-o secundă. Activitatea este egală cu produsul probabilității de dezintegrare cu numărul de nuclee ale unui izotop radioactiv din probă

J(t) = λN(t) = Inσ(1 – e -λt).

Cu condiția ca timpul de expunere t<< T 1/2 ,

λt = tln2/T<<1 (1 – e -λt) ≈ 1 – 1 – λt = λt.

Ținând cont că n = mN A /A, unde m este masa probei activate, N A este numărul Avogadro, obținem că activitatea indusă a izotopului de aur 198 Au este

Măsurarea activității unei probe iradiate într-un flux de neutroni poate servi și ca metodă pentru determinarea secțiunii transversale de activare efectivă.

Secțiunile transversale efective pentru reacțiile cu neutroni, precum și pentru alte reacții nucleare, depind de energiile cinetice ale neutronilor. În cazul în care captarea neutronilor duce la o reacție exotermă - i.e. merge cu eliberarea energiei - secțiunea transversală de captare efectivă scade odată cu creșterea energiei în regiunea E kin< 1 эВ (приблизительно по закону σ ~ 1/v). В области 1 эВ < Е кин < 1 МэВ сечение захвата проходит через несколько резонансных максимумов, положение которых определено спектром энергий возбуждения ядра, получающегося в результате захвата нейтрона. При энергиях нейтрона выше резонансной области эффективное сечение снова падает. Для большинства ядер примерный ход зависимости сечения экзотермической реакции захвата σ n = f(E кин) близок к показанному на рис. 10.1. для эффективного сечения реакции деления изотопов урана. Таким образом, уменьшение кинетической энергии нейтрона приводит к увеличению эффективного сечения захвата нейтрона ядром мишени.
Specificat în condițiile problemei 10.1. valoarea secțiunii transversale de activare efectivă pentru aur corespunde energiei neutronilor egală cu energia mișcării termice. Astfel de energii sunt obținute prin moderarea neutronilor.

. Moderare neutronică

Moderarea neutronilor este efectuată pentru a crește secțiunile transversale eficiente pentru reacțiile cu neutroni.
Pentru încetini neutroni se foloseşte împrăştierea elastică a neutronilor pe nucleele materiei. Secțiunea transversală pentru împrăștierea elastică a neutronilor de către nuclee tinde spre o constantă pe măsură ce energia cinetică a neutronului scade.
În împrăștierea elastică a neutronilor de către protoni, în medie, un neutron își pierde jumătate din energia într-un eveniment de împrăștiere:

Legile conservării energiei și a impulsului în împrăștierea elastică a unui neutron pe un proton:

Simbolul E denotă energiile cinetice. Deoarece energiile cinetice ale neutronului și protonului în aproximarea nerelativista

(diferența dintre masele de protoni și neutroni poate fi neglijată, adică m n ≈ m p), adică. triunghiul legii conservării impulsului este un triunghi dreptunghic.
De aceea:

Astfel, orice substanță care conține hidrogen - apă, parafină etc. - poate fi folosită ca moderator. Cu toate acestea, într-o serie de aplicații ale fizicii neutronilor, de exemplu, pentru a menține o reacție în lanț de fisiune, o caracteristică importantă a moderatorului este secțiune transversală mică de captare efectivă a neutronilor de către moderator.În aceste cazuri, alegerea unui moderator este determinată atât de eficiența procesului de reducere a energiei neutronilor în moderator, cât și de secțiunea transversală scăzută de captare a neutronilor. Conform acestor caracteristici, apa grea (D 2 O) și grafitul sunt buni moderatori. Când apa sau alte substanțe care conțin hidrogen sunt folosite ca moderator, are loc captarea semnificativă de neutroni datorită reacției 1 H(n,γ) 2 H.
În împrăștierea elastică a neutronilor de către nuclee mai grele, pierderea medie a energiilor cinetice a neutronilor este mai mică decât în ​​împrăștierea de către protoni. De exemplu, când neutronii sunt împrăștiați pe nuclee de 12 C:

Scăderea energiilor cinetice ale neutronilor în procesele de împrăștiere are loc până la energiile mișcării termice a moleculelor din materialul moderator. În acest interval de energie, distribuția neutronilor în termeni de viteze și energii cinetice este apropiată de distribuția Maxwell. Să estimăm energia cinetică medie a neutronilor termici la o temperatură a moderatorului de aproximativ 300 o K.

Energia cinetică medie a mișcării termice a unei particule cu 3 grade de libertate este
E kin =(3/2)kT, unde k este constanta Boltzmann (k = 8,62×10 -11 MeV/k):

Ekin =(3/2)kT = 0,04 eV.

Dacă aproximativ 1/2 din energia cinetică a neutronilor se pierde într-un act de împrăștiere elastică, atunci numărul mediu de evenimente de împrăștiere necesare pentru decelerare este de ~27. Într-adevăr:

. reacție în lanț de fisiune

Reacția de dezintegrare a unui nucleu atomic în două fragmente de masă comparabilă se numește fisiune. Fisiunea poate fi spontană sau forțată (adică, cauzată de interacțiunea cu o particulă incidentă). Reacția de fisiune a nucleelor ​​grele sub acțiunea neutronilor stă la baza metodelor de obținere a energiei nucleare. Din curba de dependență a energiei specifice de legare a nucleilor de numărul de nucleoni A, se poate estima ce energie este eliberată în timpul transformării unui nucleu cu A = 200 în două nuclee cu un număr mai mic de nucleoni. Deoarece pentru nucleele grele energia de legare per nucleon este de aproximativ 7,5 MeV, iar pentru nucleele medii este ≈ 8,5 MeV, fisiunea acestui nucleu va elibera o energie de ~200 MeV.
Partea principală a energiei de fisiune este convertită în energia cinetică a „fragmentelor” - adică. rezultate din fisiunea nucleară. Fragmentele, de regulă, nu au mase egale; în medie, raportul maselor este de 1,5.
O caracteristică foarte importantă a fisiunii este că, pentru un număr de nuclee grele, fisiunea este însoțită de emisia de neutroni, așa cum arată exemplul de fisiune forțată a nucleului de uraniu 235 U:

Pe lângă reacția (10.4), fisiunea forțată a izotopului de uraniu 235 U trece prin zeci de alte canale de fisiune. Cea mai importantă caracteristică a reacțiilor de fisiune indusă a nucleelor ​​de 235 U este faptul că pentru acest izotop reacțiile de fisiune (n,f) nu au un prag energetic, adică. pot apărea pe neutroni termici și, prin urmare, au secțiuni transversale eficiente mari. În medie, ν = 2,43 neutroni rapizi sunt produși de neutroni termici per eveniment de fisiune a izotopului 235 U. Tocmai acele elemente ale căror nuclee în timpul fisiunii forțate dau în medie 2-4 neutroni pentru fiecare eveniment de fisiune care pot fi folosite pentru a menține reacție în lanț de fisiune. Cu toate acestea, neutronii produși ca urmare a fisiunii nu pot fi folosiți întotdeauna pentru a susține procesul de fisiune stimulată. Unii dintre neutronii produși în reacțiile de fisiune vor provoca alte reacții, de exemplu, reacția (n,γ). Prin urmare, pentru a menține procesul de fisiune, valoarea

Reacția în lanț de fisiune va fi menținută dacă numărul de neutroni dintr-o generație nu este mai mic decât numărul de neutroni din generația anterioară. Reactorul NPP funcționează la un factor de multiplicare a neutronilor k > 1, deoarece o parte din neutronii produși se pierde din cauza evadării din reactor și din cauza altor reacții (de exemplu, reacții de captare radiativă (n,γ)).
Masa elementului fisionabil nu poate fi mai mică decât așa-numita. masa critică, iar dimensiunea zonei active în care are loc fisiunea este mai mică decât dimensiunea critică.
În practică, doar trei izotopi 235 U, 238 U, 239 Pu sunt utilizați pentru a obține o reacție controlată în lanț de fisiune, iar al treilea izotop de plutoniu - 239 Pu - este produs în reactoarele nucleare cu uraniu. Izotopul 238 U suferă fisiune numai sub acțiunea neutronilor rapizi cu energii nu mai mici de 1,1 MeV.
Majoritatea reactoarelor nucleare industriale (NPP) funcționează cu uraniu îmbogățit, de exemplu. un amestec de izotopi 238 U și 235 U, în care procentul de 235 U depășește semnificativ proporția acestui izotop în amestecul natural (aproximativ 4% în loc de ~0,7%). Acesta este așa-numitul uraniu „scăzut îmbogățit” (un amestec de izotopi de uraniu cu un conținut de peste 6% de 235 U – uraniu „înalt îmbogățit” – este materialul folosit pentru fabricarea armelor nucleare). O reacție în lanț de fisiune sub acțiunea neutronilor termici are loc pe izotopul 235 U. Acest izotop al uraniului, sub acțiunea neutronilor termici, este împărțit în două „fragmente” - nuclee cu numere de masă de la 72 la 161 și numere de protoni de la 30 până la 65. De exemplu,

Secțiunea transversală efectivă totală pentru reacțiile de fisiune 235U(n,f) pentru neutroni termici este de aproximativ 580 barn.

Reacția de fisiune a izotopului 238 U este una de prag; acest izotop se fisiază numai la energii neutronice peste 1,1 MeV, adică. neutroni „rapidi”. Cu toate acestea, secțiunea transversală efectivă pentru această reacție de fisiune este mult mai mică decât secțiunea transversală pentru fisiunea de 235 U(n,f) sub acțiunea neutronilor termici (vezi Fig. 10.1).

Energia eliberată în reacție coincide practic cu diferența dintre masele de repaus ale nucleelor ​​și neutronilor din partea stângă și dreaptă a lui (10,4), deoarece energia cinetică a neutronilor termici (~0,04 eV) din bilanţul energetic poate fi neglijată. :

E = m n + M(235 U) − M(95 Sr) − M(139 Xe) − 2m n =
= Δ(235 U) − Δ(95 Sr) − Δ(139 Xe) − Δ(n) =
= (40,92 − (−75,05) − (−75,69) − 8,07) MeV≈ 183 MeV.

Neutronii produși în procesul de fisiune sunt rapizi. Ele trebuie să fie încetinite la vitezele mișcării termice pentru a fi utilizate pentru fisiunea altor nuclee de 235 U - adică pentru a menține o reacție în lanț. În acest scop, se folosesc materiale care constau din elemente cu o valoare mică a lui A. Cu cât A mai mic, cu atât încetinirea neutronilor este mai rapidă (încetinirea neutronilor are loc în reacția de împrăștiere elastică a unui neutron pe nucleele moderator). O altă calitate obligatorie a moderatorului este valoarea scăzută a secțiunii transversale efective de absorbție a neutronilor. Astfel de cerințe sunt îndeplinite de apa grea, care este utilizată în reactoare omogene. Grafitul este folosit ca moderator în reactoare eterogene. În acest caz, moderarea neutronilor are loc la nucleele de carbon. Tabelul 10.2 prezintă principalele caracteristici ale a trei moderatori de neutroni: valorile secțiunilor transversale de captare a neutronilor termici și lungimea de moderare L a neutronilor în moderator (L este calea pe care neutronii o parcurg în moderator de la energiile cinetice medii cu care se nasc in procesul de fisiune la energiile miscarii termice).

În urma reacțiilor de fisiune, apar nuclee instabile („fragmente” de fisiune), „suprasaturate” cu neutroni. Comparativ cu nucleele stabile cu aceeași valoare a numărului de protoni

Moderatori - sectiunea Chimie, Industria nucleara Moderatori. Moderatorul servește la reducerea energiei neutronilor E...

Întârzieri.

Moderatorul servește la reducerea energiei neutronilor emiși în procesul de fisiune de la aproximativ 1 MeV la energii termice de aproximativ 0,025 eV. Deoarece moderarea are loc în principal ca urmare a împrăștierii elastice de către nucleele atomilor nefisionali, masa atomilor moderatori trebuie să fie cât mai mică, astfel încât neutronul să le poată transfera energie maximă. În plus, atomii moderatori trebuie să aibă o secțiune transversală de captare mică în comparație cu secțiunea transversală de împrăștiere, deoarece neutronul trebuie să se ciocnească în mod repetat de atomii moderatori înainte de a fi încetinit la energie termică.

Cel mai bun moderator este hidrogenul, deoarece masa lui este aproape egală cu masa neutronului și, prin urmare, neutronul pierde cea mai mare cantitate de energie atunci când se ciocnește cu hidrogenul. Dar hidrogenul ușor obișnuit absoarbe neutronii prea puternic și, prin urmare, moderatorii mai adecvați, în ciuda masei lor puțin mai mari, sunt deuteriul, hidrogenul greu și apa grea, deoarece absorb neutronii mai puțin.

Beriliul poate fi considerat un bun moderator. Carbonul are o secțiune transversală atât de mică de absorbție a neutronilor încât moderează efectiv neutronii, deși necesită mult mai multe ciocniri pentru a încetini decât hidrogenul. Numărul mediu N de ciocniri elastice necesare pentru a încetini un neutron de la 1 MeV la 0,025 eV folosind hidrogen, deuteriu, beriliu și carbon este de aproximativ 18, 27, 36 și, respectiv, 135. Natura aproximativă a acestor valori se datorează faptului că, din cauza prezenței energiei chimice, legăturile din moderatorul de coliziune la energii sub 0,3 eV pot fi cu greu elastice.

La energii joase, rețeaua atomică poate transfera energie neutronilor sau poate modifica masa efectivă într-o coliziune, încălcând astfel procesul de decelerare. Purtători de căldură. Lichidanții de răcire utilizați în reactoarele nucleare sunt apă, apă grea, sodiu lichid, aliaj lichid de sodiu-potasiu NaK, heliu, dioxid de carbon și lichide organice, cum ar fi terfenil.

Aceste substanțe sunt buni purtători de căldură și au secțiuni transversale scăzute de absorbție a neutronilor. Apa este un excelent moderator și lichid de răcire, dar absoarbe neutronii prea puternic și are o presiune de vapori prea mare de 14 MPa la o temperatură de funcționare de 336 C. Cel mai cunoscut moderator este apa grea. Caracteristicile sale sunt apropiate de cele ale apei obișnuite, iar secțiunea transversală de absorbție a neutronilor este mai mică. Sodiul este un excelent lichid de răcire, dar nu este eficient ca moderator de neutroni.

Prin urmare, este folosit în reactoare cu neutroni rapizi, unde sunt emiși mai mulți neutroni în timpul fisiunii. Adevărat, sodiul are o serie de dezavantaje: induce radioactivitate, are o capacitate termică scăzută, este activ chimic și se solidifică la temperatura camerei. Un aliaj de sodiu și potasiu are proprietăți similare cu sodiul, dar rămâne lichid la temperatura camerei. Heliul este un excelent lichid de răcire, dar are o capacitate termică specifică scăzută. Dioxidul de carbon este un bun lichid de răcire și a fost utilizat pe scară largă în reactoarele moderate cu grafit.

Terfenilul are avantajul față de apă că are o presiune scăzută a vaporilor la temperatura de funcționare, dar se descompune și polimerizează sub temperaturile ridicate și fluxurile de radiații care sunt caracteristice reactoarelor. Elemente generatoare de căldură. Elementul de combustibil este un miez de combustibil cu o manta ermetica. Învelișul previne scurgerea produselor de fisiune și interacțiunea combustibilului cu lichidul de răcire.

Materialul învelișului trebuie să absoarbă slab neutronii și să aibă caracteristici mecanice, hidraulice și conductoare de căldură acceptabile. Elementele combustibile sunt de obicei peleți de oxid de uraniu sinterizat în tuburi de aluminiu, zirconiu sau oțel inoxidabil pelete din aliaje de uraniu cu zirconiu, molibden și aluminiu acoperite cu zirconiu sau aluminiu în cazul unui aliaj de aluminiu peleți de grafit cu carbură de uraniu dispersată acoperite cu grafit impermeabil. .

Toate aceste elemente de combustibil sunt utilizate, dar pentru reactoarele cu apă presurizată, peletele de oxid de uraniu în tuburi de oțel inoxidabil sunt cele mai preferate. Dioxidul de uraniu nu reacționează cu apa, are o rezistență ridicată la radiații și se caracterizează printr-un punct de topire ridicat. Pentru reactoarele răcite cu gaz la temperatură înaltă, celulele de combustie din grafit par a fi foarte potrivite, dar au un dezavantaj serios din cauza difuziei sau din cauza defectelor grafitului, gazele de fisiune pot pătrunde prin învelișul lor.

Lichidanții de răcire organici sunt incompatibili cu barele de combustibil din zirconiu și, prin urmare, necesită utilizarea aliajelor de aluminiu. Perspectivele pentru reactoarele cu agenți de răcire organici depind de faptul dacă sunt create aliaje de aluminiu sau produse din metalurgia pulberilor care ar avea rezistența la temperaturi de funcționare și conductivitatea termică necesare pentru utilizarea aripioarelor care măresc transferul de căldură către lichidul de răcire. Deoarece transferul de căldură dintre combustibil și lichidul de răcire organic datorită conducției termice este mic, este de dorit să se utilizeze fierberea la suprafață pentru a crește transferul de căldură.

Noi probleme vor fi asociate cu fierberea la suprafață, dar ele trebuie rezolvate dacă utilizarea fluidelor organice de transfer termic se dovedește a fi benefică.

Sfârșitul lucrării -

Acest subiect aparține:

Energie nucleară
CICLU DE COMBUSTIBIL NUCLEAR. Energia nucleară este o industrie complexă care include multe procese industriale care formează împreună ciclul combustibilului. Există diferite tipuri de cicluri de combustibil, pt

Dezvoltarea industriei nucleare
Dezvoltarea industriei nucleare. După al Doilea Război Mondial, zeci de miliarde de dolari au fost investite în industria energiei electrice din întreaga lume. Acest boom construcțiilor a fost determinat de o creștere rapidă a cererii pentru

Economia energiei nucleare
Economia energiei nucleare. Investițiile în energia nucleară, ca și investițiile în alte domenii ale producției de energie electrică, sunt justificate economic dacă sunt îndeplinite două condiții: costul kilogramelor

Referință istorică
Referință istorică. Istoria descoperirii fisiunii nucleare datează din lucrările lui A. Becquerel 1852 1908. În 1896, în timp ce studia fosforescența diferitelor materiale, a descoperit că mineralele care conțin uraniu, ca

Primele indicii ale posibilității fisiunii nucleare
Primele indicii ale posibilității fisiunii nucleare. Fermi este creditat cu descoperirea multor reacții cu neutroni cunoscute astăzi. În special, a încercat să obțină un element cu numărul atomic 93 neptunium, bombe

Confirmare divizibilitate
Confirmarea diviziei. După aceea, Fermi, J. Dunning și J. Pegram de la Universitatea Columbia au efectuat experimente care au arătat că fisiunea nucleară are loc. Dele

Evoluții în timpul celui de-al Doilea Război Mondial
Evoluții în timpul celui de-al Doilea Război Mondial. Din 1940 până în 1945 direcția de dezvoltare a fost determinată de considerente militare. În 1941, s-au obținut cantități mici de plutoniu și o serie de abur nuclear

Izotopi bruti
Izotopi bruti. Există doi izotopi bruti toriu-232 și uraniu-238, din care se obțin izotopii fisionali uraniu-233 și plutoniu-239. Tehnologia de utilizare a izotopilor bruti depinde de diferiți factori.

Tipuri de reactoare
Tipuri de reactoare. Teoretic, sunt posibile mai mult de 100 de tipuri diferite de reactoare, care diferă în funcție de combustibil, moderator și lichide de răcire. Cele mai multe reactoare convenționale folosesc

Reactivitate și control
Reactivitate și control. Posibilitatea unei reacții în lanț auto-susținută într-un reactor nuclear depinde de câți neutroni se scurg din reactor. Neutronii produși în procesul de fisiune dispar

Sisteme de securitate
Sisteme de securitate. Siguranța reactorului este asigurată de unul sau altul mecanism de oprire a acestuia în cazul creșterii puternice a puterii. Poate fi un mecanism al unui proces fizic sau o acțiune a unui sistem.

PERSPECTIVE PENTRU ENERGIE NUCLEARĂ. PROBLEME DE SECURITATE
PERSPECTIVE PENTRU ENERGIE NUCLEARĂ. PROBLEME DE SECURITATE. Dintre cei care insistă asupra necesității de a continua căutarea unor modalități sigure și economice de dezvoltare a energiei nucleare, se pot distinge două principale.

Putem abandona energia nucleară
Putem abandona energia nucleară. Pe baza materialelor lui A.Vaganov, NG-Nauka, 2001. Catastrofa climatică Cercetător principal al Institutului de Biofizică RAS A. Karnaukhov a examinat

Lista literaturii și surselor utilizate. Dementiev B.A. Reactoarele de energie nucleară. M 1984 2. Robertson B. Fizica modernă în ştiinţele aplicate. M 1985 3. Samoilov O.B. Usynin G.B. Bakhme