МэВ-нейтроны тепловых нейтронах

К еще более радикальным изменениям ядер приводит процесс деления ядер. Схематически он изображен на рис. 8. Видно, что процесс деления ядер урана на два новых ядра сопровождается выделением трех нейтронов. Эти нейтроны вызывают деление других ядер урана, вследствие чего реакция приобретает цепной характер. Процесс развивается лавинообразно и мгновенно. При этом выделяется колоссальное количество энергии, равное 200 Мэе на один акт деления. Так, деление Одного килограмма урана сопровождается выделением энергии, равной 22 млн. кет ч, что равноценно теплу, получающемуся при сгорании 2500 г угля. [c.31]

Ядерный реактор установки Ромашка представляет нейтронно-физи-ческую систему, работающую на быстрых нейтронах. Тепло, выделяемое в активной зоне реактора, путём теплопроводности передаётся в радиальном направлении на отражатель и далее с боковой поверхности отражателя передаётся на коаксиально расположенный и примыкающий к отражателю полупроводниковый преобразователь. [c.293]

Вспомним коротко основные принципы получения энергии в ядерных реакторах. Источник энергии — процессы деления ядер урана-235, урана-233 или плутония-239 нод действием нейтронов. Тепло, выделяющееся при сгорании ядерного топлива, передается теплоносителю, циркулирующему через активную зону реактора. [c.123]

Источником тепла всех современных атомных энергетических установок является ядерный реактор — устройство, в котором протекает самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция. Ядерное горючее уран применяется в виде стержней, называемых тепловыделяющими элементами. Та часть реактора, в которой размещается уран и протекает реакция деления, называется активной зоной. Вокруг нее обычно располагается отражатель нейтронов. Назначение отражателя состоит в том, чтобы вернуть в активную зону реактора возможно большее количество вылетающих из нее нейтронов. В качестве отражателей применяются легкие металлы, углерод (в виде графита), обычный и тяжелый водород. Реактор должен иметь надежную защиту с тем, чтобы выделяющиеся в активной зоне излучения не проникали за пределы реакторов. [c.96]

В ядерном реакторе реакция проводится достаточно быстро, чтобы образовывалось много полезного тепла, но не настолько быстро, чтобы она перешла в разветвленный цепной процесс взрыва. Контроль за работой такого реактора осуществляется при помощи кадмиевых стержней, погружаемых в ядерный реактор для поглощения нейтронов. При достаточно большом погружении кадмиевых стержней в реактор они поглощают столько нейтронов, что деление осуществляется на очень низком уровне. При уменьшении глубины погружения стержней они поглощают меньше нейтронов и деление происходит с большей скоростью. [c.426]

Потеря энергии нейтроном определяется разностью АЕ=Е(,—Е, т. е. энергией, которая приобретается ядром и рассеивается в виде тепла в непосредственной близости от места столкновения в результате действия молекулярных сил торможения ядра. Средняя потеря энергии, приходящаяся на одно соударение, может быть вычислена с помощью функции рассеяния 1) (Е Е,) (4.33) [c.57]

Исследуем случай проводимости тепла в однородном теле, в котором источники тепла всегда пропорциональны нейтронному потоку (будем рассматривать стационарные задачи). Если С (г) — тепло, генерируемое в единице объема в единицу времени в точке г, то [c.181]

Этот результат носит общий характер, так как единственное ограничение для него заключается в том, что отвод тепла считается постоянным, а запаздывающими нейтронами пренебрегается. [c.429]

Энергия, используемая при работе атомных электростанций, выделяется в результате ядерного деления. Топливом для ядерного реактора служит какое-либо делящееся вещество, например уран-235. Обычно уран обогащают изотопом уран-235, доводя содержание последнего приблизительно до 3%, и такой обогащенный уран используют в форме иОз. Гранулами из этого вещества наполняют трубки из циркония или нержавеющей стали. Контроль над протеканием процесса деления осуществляют с помощью стержней из таких веществ, как кадмий или бор, которые хорошо поглощают нейтроны. Контрольные стержни позволяют поддерживать поток нейтронов, достаточный для того, чтобы цепная реакция была самоподдерживающейся, но препятствуют перегреву активной зоны реактора . Реактор приводится в действие каким-либо источником нейтронов его остановка осуществляется достаточно глубоким погружением контрольных стержней в активную зону, т.е. туда, где происходит деление (рис. 20.15). В активной зоне реактора также находится замедлитель - вещество, замедляющее скорость нейтронов, для облегчения их захвата ядерным топливом. Наконец, в активной зоне циркулирует охлаждающая жидкость, которая отводит тепло, [c.269]

Ниже рассмотрены некоторые передаточные функции реактора, причем вначале — простейшие линеаризованные функции реактора, находящегося в области нулевой мощности. Область нулевой мощности означает, что хотя реактор и является критическим, но ПО существу не передает тепло теплоносителю, а также то, что кинетика критического реактора (в данный момент времени) не изменяется под влиянием физических процессов и изменений в замедлителе, ядерном топливе, структуре и т. д., т. е. предполагается почти идеальный реактор. Далее принимаем, что доля запаздывающих нейтронов ц мала (меньше 0,01) и что Ьк не будет превышать (х/2, а относительные отклонения AN i) No 0,05. [c.569]

В общем, когда число протонов и нейтронов в ядре почти одинаково (т. е. различается на 1 или 2) — изотопы стабильны. По мере того как числа Л/ и 2 становятся менее похожими, изотопы склонны к нестабильности и разрушаются в процессе радиоактивного распада (обычно отдавая тепло) до более устойчивых изотопов. [c.15]

Мы уже успели привыкнуть к тому, что при делении тяжелых ядер нейтронами выделяется колоссальная энергия, не сравнимая ни с какими химическими реакциями. Пока не столь популярна энергия, выделяемая при радиоактивном распаде ядра, а она тоже более чем заметна. Если каждый акт деления урана-235 сопровождается выделением примерно 200 Мэв, то энергия альфа-частиц, испускаемых, например, кюрием-242 при радиоактивном распаде, составляет 6,1 Мэв. Это всего лишь в 35 раз меньше, но такой распад происходит самопроизвольно, со строго постоянной скоростью, не подверженной влиянию каких-либо физических или химических факторов. Для использования этой энергии нет нужды в сложных и громоздких устройствах более того, кюрий-242 — практически чистый альфа-излучатель, а это значит, что для работы с ним не требуется тяжелая радиационная защита. Альфа-частицы поглощаются даже листом бумаги, полностью отдавая ей свою энергию (превратившуюся в тепло). Грамм кюрия-242 каждую секунду испускает 1,2-10 альфа-частиц, выделяя при этом 120 ватт тепловой энергии. Поэтому кюрий-242 практически всегда раскален [c.419]

При работе атомного реактора в результате деления ядер плутония или урана освобождается большая энергия. Освобождаемая энергия уносится осколками, нейтронами, электронами и гамма-квантами, и при торможении этих частиц превраш,ается в тепло, нагревая центральную часть реактора. Это тепло можно использовать для испарения воды или другой жидкости. Полученный пар приводит в движение турбину и связанный с ней генератор электрического тока. [c.113]

Распределение энергии, выделяющейся при делении и тепловыми нейтронами, показано в табл. 12.1.2. Основная доля этой энергии (около 180 МэВ) выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и обусловлена их кулоновским расталкиванием. Эта энергия преобразуется в энергию теплового движения атомов и молекул среды. Часть энергии деления переходит в энергию возбуждения осколков, что приводит к испусканию в среднем одного-двух нейтронов каждым осколком, а затем — к испусканию у-квантов. Эти нейтроны и у-кванты называются мгновенными, а образовавшиеся после сброса нейтронов ядра — продуктами деления. Мгновенные нейтроны за очень малое время (порядка 10" -10 с) поглощаются в размножающей среде, следовательно, энергия этих нейтронов и у-квантов радиационного захвата превращается в тепло фактически тоже мгновенно. После испускания мгновенных нейтронов продукты деления имеют по-прежнему значительный избыток нейтронов и поэтому являются р-радиоактивными. В среднем каждый атом продуктов деления претерпевает три последовательных распада, которые сопровождаются испусканием р-частиц, антинейтрино и у-квантов, что дает запаздывающее энерговыделение. Кроме того, более 5 % всей энергии деления уносится антинейтрино и не может быть использовано. [c.228]

В г. Шевченко строится первый в мире опреснитель производительностью 120 тыс. м сутки с использованием тепла ядерного реактора на быстрых нейтронах. Одновременно с опреснением воды атомная электростанция мощностью 150 тыс. кет будет ежегодно вырабатывать 5 млрд квт-ч электроэнергии (рис. 81). [c.281]

Проведенные П. Хартеком и С- Дондесом опыты прямого облучения в урановом адерном реакторе смеси воздуха и кислорода показали возможность получения окислов азота концентрацией 11—15%. Наиболее благоприятными условиями оказались температура около 200°, давление выше 10 ата, содержание азота в смеси с кислородом порядка 80% (т. е. обычный состав воздуха). При плотности потока тепловых нейтронов 3,8-lOi см -сек и продолжительности облучения 14 400 мин. получалось 11,2—9% NO2, выход составлял 4—5 молей двусяшси азота на 100 электрон-вольт. Использование энергии деления составляло при этом около 10%. В реакторе при соприкосновении воздуха с мелкодисперсным U235 молекулы азота и кислорода ионизируются и разлагаются осколками деления, что дополняет действие бета- и гамма-излучения. При делении I моля освобождается энергия порядка 170 Мэе, прп этом образуется около 5-10 молей двуокиси азота, что эквивалентно 230 т концентрированной азотной кислоты или приблизительно 390 т 58%-ной азотной кислоты- Одновременно в реакторе получается тепло, используемое обычным способом для получения пара, и довольно большое количество закиси азота. [c.20]

Реакторы с водяным охлаждением. Использование воды для отвода тепла от ядерных реакторов (как это сделано на атомной электростанции АН СССР) имеет ряд существенных преимуществ перед другими системами охлаждения относительно слабый захват нейтронов, безопасность для обслуживающего персонала, малая стоимость. Большой опыт использования воды в обычных паросиловых установках может быть успешно применен и в данном случае. Существенным недостатком воды является сравнительно низкая температура ее кипения. Чтобы значительпо повысить температуру кипения воды, необходимо применять высокое давление и, следовательно, увеличивать толщину водяных трубок, т. е. увеличивать количество стали в активной зоне реактора. Это в свою очередь (вследствие большего паразитного поглонхе-ння нейтронов в активной зоне) потребует большего обогащения урана изотопом 235, т. е. удорожания используемого ядерного горючего без улучшения теплового коэффициента полезного действия электростанции. Тем не менее, как показывает практика, строительство атомных электростанций с реакторами такого типа целесообразно. [c.260]

Неорганические материалы. В металлических и керамических материалах под действием облучения тяжелыми частицами (нейтронами, а-частицами, осколками деления и т. д.) происходит ионизация (неупругие столкновения) и смещение атомов (упругое столкновение) из положений равновесия. Смещение атома в решетке с образованием устойчивой пары вакансия — межузельный атом происходит, если энергия, передаваемая при упругом столкновении, больше примерно 25 эВ. Быстрые частицы (е > 1 МэВ) в связи с этим создают не одну пару, а целый каскад (до нескольких сотен, если е 2 МэВ) смещенных атомов. Смещенные атомы образуют локализованную область нарушений, которую называют пиком смещения . Время тормбжения нейтрона от энергии 2 МэВ до 100 эВ при образовании пика смещения, как показывает расчет, 10" с [30], т. е. энергия торможения нейтрона передается в первичных соударениях атомам, среды практически мгновенно. В пике смещения в связи с этим в течение 10 с происходит резкое повышение температуры (до —10 К). Быстрая отдача тепла в окружающую среду не позволяет установиться полному струк- [c.211]

В реакторах корпусного типа съем тепла с топливных элементов осуществляется водой под давлением 10—60 кГ/см , омывающей ТВЭЛы и блоки отражателя со скоростью 10—20 м/сек. Интенсификация теплосъема, а также ряд конструктивных решений позволили ири мощности этих реакторов 60—250 Мвт получить весьма высокие плотности нейтронных потоков, достигающие величин 5-10 и 4-10 нейтр/см -сек соответственно для тепловых и быстрых нейтронов. Температура охлаждающей воды в реакторах корпусного типа находится в пределах 50—70 °С, а максимальная температура бериллиевого отражателя достигает 120 °С. К числу высокопоточных реакторов корпусного типа следует отнести СМ-2 (СССР), ATR, HFIR (США), BR-2 (Бельгия) и др. [c.24]

Такие требования к развитию ядерной энергетики поставили задачу поиска новых рабочих тел и теплоносителей и более эффективных схем преобразования тепла в АЭС с ядерньши реакторами на быстрых нейтронах., Одним из путей решения этой проблемы может быть применение в качестве теплоносителей ядерных реакторов и рабочих тел газовых турбин химически реагирующих систем, в которых протекают обратимые реакции с изменением числа молей [29, 407, 416, 417]. [c.3]

В Я. р. могут непосредственно осуществляться хим. р-ции такие реакторы служат также источником v-излу-чения в радиациоино-хим. технологии или тепла для проведения эндотермич. р-ций длительное нейтронное облучение мощных Я. р. использ. для получения трансурановых элементов. [c.725]

Наиб, распространен Я. т. ц. на основе урана, обогащенного изотопом с реакторами па тепловых (медленных) нейтронах. В кач-ве ядерного топлива использ. иОз, а также карбиды и нитриды и, сплавы и с Мо, к( меты, солевые фторидные расплавы, содержащие ир . Перспективны Я. т. ц. с реакторами-размножителями и воспроизводством ядерного горючего — уран-плутонпевый и торий урановый с ядерным горючим соотв. и, - Ри и ТЬ, П.таниру ется создание Я. т. ц. с использ. тепла высокотемпературных ядерных реакторов для проведения энергоемких хим. и металлургич. процессов. [c.726]

Пром. установки создаются с ускорителями электронов (энергия 0,5-3 МэВ, мощность до 100 кВт) и с долгоживущими радионуклидными источниками у-излучения мощностью до 50кВт (активность нуклидов ок. 11-10 Бк для Со и ок. 44-10 Бк для Сз). Установки с наиб, мощными (до 10 кВт) источниками у-излучения м. б. реализованы путем создания при энергетич. ядерных реакторах (при обязат. условии обеспечения их надежности и безопасности) т. наз. радиац. контуров, в к-рых циркулируют рабочие в-ва, делящиеся (ядерное топливо) или неделящиеся (сплавы 1п-Са Na) под действием нейтронов. При прохождении рабочих в-в через ядерный реактор в них генерируются радионуклиды (в т. ч., что особенно важно, короткоживущие) с у-излучением, к-рое используется для инициирования и проведения радиац.-хим. процессов при прохождении рабочих в-в через радиац.-хим. установку. Такое у-излучение в 5-10 раз дешевле, чем у-излучение наиб, распространенного радионуклида Со. Благодаря комплексному использованию (для целей энергетики и РХТ) ядерного горючего значительно уменьшается стоимость тепла, генерируемого ядерным реактором, и, следовательно, удешевляется обычная хим. продукция, получаемая при использовании этого тепла или электроэнергии АЭС. [c.152]

С, изготовляют на основе переходных металлов IV-VI гр., а также тугоплавких карбидов, нитридов, силицидов, боридов разл. металлов. Легкоплавкие С. на основе Sn, РЬ, d, Bi (напр., сплав Вуда), Та, Hg, Zn имеют т-ры плавления ниже отдельных компонентов и используются в качестве предохранит, вставок, пробок легкоплавких припоев. Пористые С. создают в осн. методами порошковой металлургии. С. со сквозными порами используют в качестве фильтров, самосмазывающихся подшипников, пламегасителей с изолир. порами (пеноматериалы) - в качестве теплозащиты. В атомной технике используют С. с особыми ядерными св-вами высоким или низким сечением захвата (вероятностью поглощения) нейтронов, у-лучей способностью замедлять и отражать нейтроны способностью передавать тепло, выделившееся в результате ядерных р-ций (напр., С. для твэлов). Для нх изготовления используют актиноиды Li, Ве, В, С, Zr, Ag, d, In, Gd, Er, Sm, Hf, W, Pb и др. элементы. [c.409]

С другой стороны, ЗЧАА порождает особые проблемы. В отличие от нейтронов заряженные частицы быстро тормозятся и останавливаются, когда они ударяются о толстую пробу (от десятых долей до нескольких мм), что делает градуировку менее простой и менее точной, чем в НАА. Толщина активируемой пробы зависит от типа и энергии частицы, а также от атомного номера пробы (среднего атомного номера для сложных материалов). Она обычно мала, поэтому легко могут происходить ошибки неоднородности. При резком торможении быстрых частиц вьщеляется большое количество тепла. Следовательно, в ходе облучения пробу необходимо эффективно охлаждать. Даже тогда редко можно использовать токи пучка свыше ЮмкА. [c.129]

Характеристики жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростаиций (АЭС), и технология их очистки и захороиеиия. При протекании ядерной реакции в реакторе АЭС образуется значительное количество тепла и оно должно постоянно отводиться теплоносителями. В качестве теплоносителя наиболее экономически выгодно использовать воду. Легководные корпусные реакторы — наиболее распространенный тип реактора в мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида сла-бообогащенного урана (2—4 % уран-235) в оболочке из циркониевого сплава — циркалоя. Эти таблетки называются тепловыделяющими элементами. Замедлитель нейтронов и теплоноситель в этих реакторах— обычная (легкая) вода. [c.331]

Полипиромеллитимид — твердое негорючее вещество обычно золотистого цвета, нерастворимое в органических растворителях, практически неплавкое (температура размягчения полипирометил-литимида выше температуры разложения), гидролизуется концентрированными растворами кислот и щелочей. Полипиромеллитимид характеризуется высокой тепло- и термостойкостью, выдерживает длительное нагревание до 350 °С. Отличается стойкостью к действию у-лучей, быстрых электронов и нейтронов, антифрикционными свойствами и повышенной сравнительно с другими полимерами теплопроводностью. [c.233]

На всех заводах США [3.15, 3.206, 3.227] в качестве хладоаген-та применяется фреон R-114 (тетрафтордихлорэтан, IF2 — IF2), который имеет точку кипения 3 С при атмосферном давлении. Поскольку давление паров хладоагента всегда находится на уровне нескольких атмосфер, гексафторид урана не проникает в холодильник. Хладоагент фреон R-114, будучи инертным, не реагирует с UFe и с конструкционными материалами контура технологического газа течь из холодильника не может повредить гексафториду урана или пористым фильтрам. Теплота, передаваемая от сжатого газа, вызывает кипение хладоагента. Пары о.хлаждаю-щей жидкости отводятся по трубкам через ловушку к установленному наверху конденсатору, где их теплота передается охлажда ющей воде, а сконденсировавшийся жидкий хладоагент возвращается в газоохладитель под действием силы тяжести [3.207J. Вода направляется в обычную градирню. Такая система охлаждения с двойным контуром преследует и другую цель она предотвращает опасность самопроизвольной цепной реакции в тех секциях завода, в которых имеется высокая концентрация Фреон-114 не содер кит водорода в отличие от воды и поэтому не будет замедлять нейтроны при случайном смешивании технологического газа с хладоагентом. Вторичный контур водяного охлаждения используется также для отвода тепла из системы масляного охлаждения двигателей компрессора [3.206, 3.233]. [c.134]

Пробы ныли собирают прокачиванием воздуха через бумажный фильтр в течение 2 час. Фильтр переносят в кварцевую ампулу, запаивают ее, облучают 24 часа в потоке тепловых нейтронов 3-10 нейтр см -сек)., выдерживают 5—7 дней после облучения, растворяют фильтр в теплой HNO3, раствор переносят в счетную кювету и снимают "у-снектр для онреде- [c.166]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее пе -редачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

Как и всякий четпо-четный изотоп (четное число протс нов и нейтронов), торпй-232 не способен делиться тепло выми нейтронами и быть ядерным горючим. Но под дей ствием тех же нейтронов с торием происходит вот что [c.340]

В рассмотренном выще случае вода служит охлаждающим агентом для потребностей предприятий ядерной физики. В свою очередь ядерные установки также могут быть использованы для опреснения соленых вод, если прчменяется способ выпаривания последней с последующей конденсацией пара. Для выпаривания воды требуются большие затраты тепла, мощным источником которого являются ядерные реакторы атомной электростанции. Если применить установку с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 2,2 млн. кет с шестью турбогенераторами, то при расходе пара 480 г/ч турбина развивает мощность 85 тыс. кет, а суммарная мощность шести турбин составит 510 тыс. кет. Пар, получаемый 1на выхлопе из турбин с общим расходом 2150 г/ч, направляется на опреснительную, установку. Такая комплексная схема обеспечивает годовую выработку электроэнергии, равную 3,5-10 квт-ч, и одновременное опреснение 180 тыс. соленой воды в сутки. [c.5]

Глубокие химические изменения происходят в полимерах при действии радиационных излучений независимо от вида энергий (у-лучи, потоки электронов, нейтронов и др.). Энергия этих излучений составляет величины порядка 9—10 эВ и более, тогда как энергия хи.мических связей в полимерах 2,5—4 эВ. Поэтому такие излучения способны вызвать разрыв связей в цепи, но это происходит не всегда вследствие перераспределения и рассеяния (диссипации) энергии. При облучении, например, полиэтилена лишь 5% поглошенной энергии идет на развитие химических реакций, а 95% рассеивается в виде тепла. Под действием излучений высоких энергий происходит деструкция, сшивание полимеров, увеличение ненасыщенности молекулярных цепей, разрушение кристаллических структур. [c.190]

Из ароматических углеводородов наиболее тепло- и радиацион-нестойкими оказались дифенил, о-, м- /г-терфенилы и нафталин. Их тепловая стойкость сохраняется до 490 °С. Действие быстрых электронов на полифенилы при 350 °С приводит к образованию от 0,05 до 0,5 молекулы полимера н от 0,003 до 0,03 молекулы газов на 100 эв поглощенной энергии, т. е. состав вещества изменяется незначительно. При действии быстрых нейтронов образуется в 3—6 раз больше полимера и в 10 раз больше газа на 100 9в поглощенной энергии. Получающийся при облучении ароматических углеводородов полимер представляет собой смесь полифенилов, а получающийся газ на 75% состоит из водорода. Образуются также олефиноароматические углеводороды. В начальной стадии облучения образование полимера отмечается по увеличивающейся вязкости углеводородной смеси, а в завершающей стадии — по появлению коксоподобного материала. [c.173]

Двухцелевое использование атомной энергии является, вероятно, основным направлением ее технической реализации [600]. Атомный реактор является источником тепла и излучения. Поэтому, в дополнение к использованию тепла атомного реактора для генерации электроэнергии или технологического использования этого тепла в химической и металлургической промышленности, перспективны.м является использование атомного реактора также в качестве источника излучения для создания радиационно-химической технологии, Эта уникальная особенность ядерного реактора может проявиться лишь в том случае, когда энергия ионизирующего излучения используется по своему, отличному от теплового, прямому назначению [601]. Для процессов радиолиза наиболее просто использовать у-излучение, нейтроны, а-час-тицы. Лишь в случаях, когда требуется наиболее эффективное использование энергии реактора, используют осколки деления [602, 988]. В лучшем случае для радиационно-химических целей может быть использовано от 1 до 5 % тепловой мощности ядерного реактора [602]. При использовании только у-излучения эта доля еще ниже и составляет всего 0,3—0,5 % от тепловой мощности реактора [603, 604], остальная мощность ядерного реактора должна быть направлена на получение чисто тепловой или электрической энергии. Использование атомного реактора в качестве источника излучения для получения водорода рассматривается некоторыми исследователями [602] как наиболее энергетически эффективное. [c.409]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология